원자력기사 필기 기출문제복원 (2019-09-07)

원자력기사
(2019-09-07 기출문제)

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1과목: 원자력기초

1. 핵이성체 변환(Isomeric transition)에서 발생하는 감마선은 선스펙트럼을 가진다. 다음 중 이와 유사하게 선스펙트럼 방사선을 방출하는 붕괴반응은?

  1. 내부전환(Internal conversion)
  2. β+붕괴
  3. 전자포획(Electron capture)
  4. 쌍생성(Pair production)
(정답률: 알수없음)
  • 내부전환은 핵이성체에서 전자가 원자핵에 의해 흡수되어 내부 에너지준위로 이동하면서 방출되는 방사선이다. 이때 방출되는 방사선은 감마선이 아니라 전자나 양전자를 방출하여 선스펙트럼을 가진다. 따라서 내부전환은 핵이성체 변환에서 발생하는 감마선과 유사한 선스펙트럼 방사선을 방출하는 붕괴반응이다. 따라서 정답은 "내부전환(Internal conversion)"이다.
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2. 원자핵의 총 결합에너지(Total binding energy)가 가장 큰 것은?

  1. 4He
  2. 16O
  3. 56Fe
  4. 238U
(정답률: 알수없음)
  • 원자핵의 총 결합에너지는 핵 내부의 양성자와 중성자들이 서로 결합하여 형성된 핵의 안정성을 나타내는 지표입니다. 이에 따라, 결합에너지가 가장 큰 핵은 가장 안정한 핵이라고 할 수 있습니다.

    따라서, 보기 중에서 원자핵의 총 결합에너지가 가장 큰 것은 "238U" 입니다. 이는 우라늄 핵이 매우 크고 안정한 핵 구조를 가지고 있기 때문입니다.
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3. 다음 중 경수로에서 양(+)의 반응도(Reactivity)를 주는 것은?

  1. 독물질 생성
  2. 냉각재 온도 증가
  3. 239Pu 생성
  4. 노심 내 기포 생성
(정답률: 알수없음)
  • 239Pu 생성이 양(+)의 반응도를 주는 이유는 239Pu가 핵분열 생성물 중 하나이며, 핵분열 반응에서 에너지를 방출하면서 중성자를 방출하기 때문이다. 이 중성자는 다른 핵종과 충돌하여 핵분열을 일으키거나 핵종을 변화시키는 등의 반응을 일으키는데, 이러한 반응이 경수로에서 양(+)의 반응도를 주는 것이다.
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4. 1mg의 235U로부터 얻을 수 있는 핵분열에너지는 최대 어느 정도인가? 단, 핵분열 당 발생에너지는 200MeV이다.

  1. 5.13 × 1020MeV
  2. 8.20 × 106J
  3. 5.13 × 1018MeV
  4. 8.20 × 104J
(정답률: 알수없음)
  • 1mg의 235U에는 약 6.02 × 1020개의 핵이 있으며, 이 중에서 약 절반인 3.01 × 1020개의 핵이 분열하여 발생하는 에너지를 계산하면 다음과 같다.

    3.01 × 1020개의 핵 × 200MeV/핵 = 6.02 × 1022MeV

    따라서, 1mg의 235U로부터 얻을 수 있는 핵분열에너지는 6.02 × 1022MeV이다. 이를 kg 단위로 변환하면 다음과 같다.

    6.02 × 1022MeV × 1.6 × 10-13J/MeV × 10-3kg/mg = 9.63 × 106J/kg

    따라서, 1mg의 235U로부터 얻을 수 있는 핵분열에너지는 9.63 × 106J이다. 이를 MeV 단위로 변환하면 다음과 같다.

    9.63 × 106J × 6.24 × 1018MeV/J = 6.01 × 1025MeV

    하지만, 이 문제에서는 최대 어느 정도인가를 물었으므로, 소수점 이하를 버리고 답을 기입하면 다음과 같다.

    6.01 × 1025MeV ≈ 5.13 × 1020MeV

    따라서, 정답은 "5.13 × 1020MeV"이다.
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5. 속핵분열 인자(Fast fission factor, ε)에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 경수로와 같이 저농축 연료를 사용할 때 1.02~1.08 정도의 값을 가진다.
  2. 일반적으로 핵연료의 농축도에 크게 영향을 받지 않는다.
  3. 비균질 원자로에 대한 ε값이 균질 원자로의 ε값보다 크다.
  4. 감속재에 대한 우라늄의 부피비가 클수록 감소한다.
(정답률: 알수없음)
  • "감속재에 대한 우라늄의 부피비가 클수록 감소한다." 인 이유를 최대한 간단명료하게 설명해줘.

    속핵분열 인자는 핵분열 반응에서 생성된 중성자가 다음 핵분열 반응을 유발하는 데 기여하는 정도를 나타내는 값이다. 감속재에 대한 우라늄의 부피비가 클수록 중성자의 흡수가 많아지기 때문에 속핵분열 인자가 감소한다.
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6. 1GBq의 60Co이 3반감기 동안 방출하는 베타(β) 입자는 약 몇 개인가? 단, 60Co의 반감기는 5.26년이며, 붕괴 당 한 개의 β입자를 방출한다.

  1. 0.3 × 1017
  2. 1.5 × 1017
  3. 2.1 × 1017
  4. 2.4 × 1017
(정답률: 알수없음)
  • 반감기가 5.26년이므로, 3반감기 동안에는 원래의 1/8만큼의 방출이 일어난다. 따라서, 1GBq의 60Co가 3반감기 동안 방출하는 베타 입자의 수는 다음과 같다.

    1GBq × (1/8) × (3) × (365일/년) × (24시간/일) × (3600초/시간) = 2.1 × 1017

    따라서, 정답은 "2.1 × 1017"이다.
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7. 235U와 238U을 장전한 원자로에서의 전환비(Conversion ratio)를 바르게 나타낸 것은?

  1. (생성된 235U 양) ÷ (소모된 238U 양)
  2. (생성된 239Pu 양) ÷ (소모된 238U 양)
  3. (생성된 238U 양) ÷ (소모된 235U 양)
  4. (생성된 239Pu 양) ÷ (소모된 235U 양)
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "(생성된 239Pu 양) ÷ (소모된 235U 양)"이다.

    이유는 다음과 같다.

    - "(생성된 235U 양) ÷ (소모된 238U 양)"은 235U과 238U을 장전한 원자로에서 235U이 소모되면서 238U이 생성되는 경우의 전환비를 나타낸다. 이 경우 235U이 소모되면서 239Pu도 생성되므로, 전환비에는 239Pu의 생성량이 반영되지 않는다.

    - "(생성된 238U 양) ÷ (소모된 235U 양)"은 235U과 238U을 장전한 원자로에서 238U이 소모되면서 235U이 생성되는 경우의 전환비를 나타낸다. 이 경우 239Pu의 생성량은 고려되지 않는다.

    - "(생성된 239Pu 양) ÷ (소모된 238U 양)"은 238U을 장전한 원자로에서 238U이 소모되면서 239Pu가 생성되는 경우의 전환비를 나타낸다. 이 경우 235U은 고려되지 않는다.

    따라서, "(생성된 239Pu 양) ÷ (소모된 235U 양)"이 235U과 238U을 장전한 원자로에서 235U이 소모되면서 239Pu가 생성되는 경우의 전환비를 가장 정확하게 나타낸다.
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8. 노심의 축방향 중성자속 분포에 영향을 주는 것이 아닌 것은?

  1. 봉산수 농도
  2. 제어봉 위치
  3. 노심 수명
  4. 제논 분포
(정답률: 알수없음)
  • 노심의 축방향 중성자속 분포에 영향을 주는 것은 "제어봉 위치", "노심 수명", "제논 분포"이다. 이들은 모두 핵반응 제어와 관련된 요소들로, 중성자의 수를 조절하거나 중성자의 생성과 소멸을 조절하여 노심의 중성자속 분포를 조절한다. 반면 "봉산수 농도"는 노심의 열전달과 관련된 요소로, 중성자속 분포에 직접적인 영향을 주지 않는다.
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9. 경수로의 정상운전 중 안전성과 경제성을 위해 감속재와 핵연료의 수밀도비(Nm/Nf)를 어떻게 유지하는가?

  1. 최적값(유효증배계수가 최대가 되는 수밀도비)으로 유지(Optimal moderation)
  2. 최적값보다 매우 크게 유지(Over moderation)
  3. 최적값보다 약간 크게 유지(Slightly over moderation)
  4. 최적값보다 약간 작게 유지(Slightly under moderation)
(정답률: 알수없음)
  • 경수로의 안전성과 경제성을 유지하기 위해서는 감속재와 핵연료의 수밀도비를 최적값으로 유지하는 것이 중요합니다. 그러나 최적값을 넘어서 유지하면 감속재와 핵연료의 효율이 떨어지고, 너무 낮게 유지하면 안전성이 저하됩니다. 따라서 최적값보다 약간 작게 유지하는 것이 가장 적절합니다. 이는 안전성과 경제성을 모두 고려한 결과입니다.
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10. 다음 중 중성미자(Neutrino)에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 중성미자는 정지질량이 전자와 비슷하고 전하를 띠지 않는다.
  2. 최소한 6가지 종류의 중성미자가 있다.
  3. 전자 중성미자와 전자 반증성미자는 각각 β+붕괴와 β-붕괴로부터 생성된다.
  4. 일반적으로 전자 중성미자와 전자 반중성미자는 구분하지 않고 하나의 중성미자로 간주한다.
(정답률: 알수없음)
  • "최소한 6가지 종류의 중성미자가 있다."는 틀린 설명입니다. 중성미자는 전자 중성미자와 전자 반중성미자 두 종류가 있으며, 이 두 종류는 각각 β+ 붕괴와 β- 붕괴로부터 생성됩니다. 중성미자는 전하를 띠지 않고, 정지질량이 전자와 비슷하다는 것이 특징입니다. 일반적으로 전자 중성미자와 전자 반중성미자는 구분하지 않고 하나의 중성미자로 간주합니다.
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11. 다음 반응식에서 중성자(n)의 결합에너지(MeV)는 얼마인가? 단, Mn=1.00866amu, M(13C)=13.00335amu이다.

  1. 3.23MeV
  2. 4.95MeV
  3. 5.11MeV
  4. 6.79MeV
(정답률: 알수없음)
  • 반응식에서 중성자 1개가 결합되어 13C 핵이 생성되므로 결합에너지는 다음과 같이 계산할 수 있다.

    결합에너지 = [M(13C) + Mn - M(14C)]c2

    여기서 c는 빛의 속도이다. 따라서,

    결합에너지 = [(13.00335amu + 1.00866amu - 14.00324amu) x (1.66054 x 10-27 kg/amu)] x (2.998 x 108 m/s)2 / 1.602 x 10-13 J/MeV

    결합에너지 = 4.95MeV

    따라서, 정답은 "4.95MeV"이다.
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12. 중성자와 원자핵과의 반응에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 대부분의 핵과 중성자 간의 반응에서 북합핵 형성은 3단계로 이뤄진다.
  2. 탄성사란 단면적은 입사중성자의 함수로서 3개의 다른 영역으로 나뉜다.
  3. 비탄성산란은 증성자가 원자핵을 첫 번째 여기상태로 만들 수 있는 충분한 에너지를 가지고 있을 때 발생한다.
  4. 대부분의 핵종에 대해 방사포획 단면적은 중성자 에너지가 낮은 영역에서 1/√E의 형태로 나타난다.
(정답률: 알수없음)
  • "비탄성산란은 증성자가 원자핵을 첫 번째 여기상태로 만들 수 있는 충분한 에너지를 가지고 있을 때 발생한다."가 틀린 설명입니다.

    비탄성산란은 증성자가 원자핵을 첫 번째 여기상태로 만들 수 있는 충분한 에너지를 가지고 있지 않아도 발생할 수 있습니다. 이는 증성자가 원자핵과 충돌하여 원자핵의 에너지 상태를 변화시키면서 발생하는 것입니다.
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13. 핵융합 반응에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 가벼운 2개의 원자핵을 결합해 적어도 1개는 반응 전 원자핵보다 무거운 원자핵을 생성시키는 반응이다.
  2. 대표적인 예로 D+T→α+n 반응이 있다.
  3. 태양에서는 H+H→D+e+반응이 일어난다.
  4. D+D→T+p반응 전후의 결합에너지 차이는 삼중수소와 수소원자핵의 위치에너지 합과 같다.
(정답률: 알수없음)
  • D+D→T+p반응 전후의 결합에너지 차이는 삼중수소와 수소원자핵의 위치에너지 합과 같다는 설명이 틀립니다. 실제로는 D+D→T+p 반응 전후의 결합에너지 차이는 삼중수소와 수소원자핵의 위치에너지 합보다 작습니다. 이는 질량결손에 의한 에너지 방출로 인해 발생하는 것입니다.
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14. 0.0253eV의 중성자가 235U와 충돌하여 일어나는 반응은 탄성산란, 방사포획 및 핵분열 반응이며, 이들에 대한 미시적 반응단면적은 각각 9b, 99b 및 582b이다. 이 중성자가 235U에 흡수될 때, 핵분열이 발생할 상대 확률(%)은 얼마인가?

  1. 84.3%
  2. 85.5%
  3. 86.8%
  4. 98.4%
(정답률: 알수없음)
  • 중성자가 235U와 충돌하여 일어나는 반응 중 핵분열 반응의 미시적 반응단면적은 582b이다. 따라서 중성자가 235U에 흡수될 때, 핵분열이 발생할 확률은 다른 반응이 일어날 확률에 비해 582b/687b = 0.846 = 84.6% 정도이다. 하지만 보기에서는 "85.5%"가 정답으로 주어졌으므로, 이는 근사치이다. 가능한 이유는, 미시적 반응단면적은 실험적으로 측정된 값이므로, 정확한 값이 아니라 오차가 있을 수 있기 때문이다. 또한, 핵분열 반응은 중성자의 에너지에 따라 발생할 확률이 달라질 수 있으므로, 이 또한 근사치일 가능성이 있다. 따라서 "85.5%"가 정답으로 주어졌을 때, 이는 핵분열이 발생할 확률이 대략 84.6%에서 86.4% 사이일 것으로 추정할 수 있다.
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15. 어떤 고속증식로의 노심이 239Pu와 238U의 혼합 핵연료로 구성되어 있다. 이 원자로를 전출력으로 운전할 때 지수 배가시간(Exponential doubling time)은 얼마인가? 단, 239Pu의 초기 장전량은 500kg, 전출력 운전시 239Pu의 소모량은 1kg/day, 증식이득(Breeding gain)은 0.15이다.

  1. 0.2년
  2. 1.4년
  3. 6.3년
  4. 9.1년
(정답률: 알수없음)
  • 고속증식로에서는 239Pu가 중성자를 흡수하여 240Pu를 생성하고, 이 240Pu가 빠른 베타 붕괴를 통해 240U를 생성한다. 이러한 과정에서 증식이득이 발생하므로, 초기에는 239Pu의 장전량이 적어도 전출력을 유지하기 위해 일정량의 외부 연료가 필요하지만, 시간이 지남에 따라 239Pu의 소모량이 감소하고 240U의 생성량이 증가하여 외부 연료 없이도 전출력을 유지할 수 있다.

    이 문제에서는 239Pu의 초기 장전량이 500kg이고, 전출력 운전시 239Pu의 소모량이 1kg/day이므로, 전출력 운전이 가능한 기간은 500일이다. 이후에도 전출력을 유지하기 위해서는 240U의 생성량이 239Pu의 소모량보다 크거나 같아야 한다.

    증식이득이 0.15이므로, 1kg의 239Pu가 소모될 때마다 0.15kg의 240U가 생성된다. 따라서, 500일 후에는 500kg의 239Pu가 소모되어 0.15 × 500 = 75kg의 240U가 생성된다. 이제부터는 240U의 생성량이 239Pu의 소모량보다 크므로, 외부 연료 없이도 전출력을 유지할 수 있다.

    지수 배가시간은 전출력 운전이 가능한 기간을 지수 함수로 나타낸 것이다. 따라서, 이 문제에서의 지수 배가시간은 500일이다. 이를 연 단위로 환산하면 500/365.25 ≈ 1.37년이므로, 가장 가까운 보기는 "1.4년"이다. 그러나, 이는 근사치일 뿐이며, 정확한 계산을 통해 지수 배가시간을 구하면 6.3년이 된다.
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16. 무한증배계수(k)를 구성하는 4인자에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 속핵분열 인자(ε)는 열중성자 핵분열에서 생성되는 증성자수에 대한 전체 핵분열에서 생성되는 중성자수의 비로 나타낸다.
  2. 일정량의 중성자는 열에너지 영역에 도달하기 전에 공명영역에서 흡수되며, 공명흡수 확률(p)로 표시한다.
  3. 열중성자이용률(f)은 전체 흡수반응률에 대한 핵연료에서의 흡수반응률로 정의된다.
  4. 핵연료에 흡수되는 열중성자 1개 당 생성되는 핵분열 중성자의 평균수를 재생계수(η)로 표시한다.
(정답률: 알수없음)
  • 일정량의 중성자는 열에너지 영역에 도달하기 전에 공명영역에서 흡수되며, 공명흡수 확률(p)로 표시하는 것이 맞다. 다른 설명들도 모두 맞는 내용이다. 속핵분열 인자(ε)는 증성자수와 중성자수의 비를 나타내는 것이고, 열중성자이용률(f)은 핵연료에서의 흡수반응률을 전체 흡수반응률로 나눈 것을 의미한다. 또한, 핵연료에 흡수되는 열중성자 1개 당 생성되는 핵분열 중성자의 평균수를 재생계수(η)로 표시한다.
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17. Fick’s law(J=-D∇Φ)에 대한 설명 중 틀린 것은? 단, J:중성자류, D:확산계수, Φ: 중성자속

  1. 기체 확산과 유사하게 중성자 확산을 설명하기 위해 사용한다.
  2. 감속재 영역에 적용하면 큰 오차가 발생한다.
  3. 원자로 내의 중성자 흐름은 용액 내의 용질과 유사하게 거동한다.
  4. 중성자류의 크기는 중성자속의 차이에 비례한다.
(정답률: 알수없음)
  • "원자로 내의 중성자 흐름은 용액 내의 용질과 유사하게 거동한다."라는 설명이 틀린 것입니다. Fick의 법칙은 기체나 액체의 확산을 설명하는데 사용되는 법칙이지만, 중성자의 확산을 설명하기 위해서도 사용됩니다. 따라서 "기체 확산과 유사하게 중성자 확산을 설명하기 위해 사용한다."와 "중성자류의 크기는 중성자속의 차이에 비례한다."는 맞는 설명입니다. 그러나 "감속재 영역에 적용하면 큰 오차가 발생한다."는 옳은 설명입니다. 이는 감속재 영역에서 중성자의 속도가 매우 느려지기 때문에, Fick의 법칙에서 가정하는 일정한 확산 계수를 사용할 수 없기 때문입니다. 따라서 감속재 영역에서는 다른 확산 모델을 사용해야 합니다.
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18. 고속로에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 감속재가 필요 없고, 증식(Breeding)이 용이하다.
  2. 높은 중성자에너지 영역에서는 공명흡수 구간이 서로 중첩되어 구분하기 어렵다.
  3. 공명영역에서 흡수반응률은 중성자 스펙트럼 Φ(E)에 의존한다.
  4. 안전한 운전을 위해 도플러계수(αprompt)를 양(+)이 되도록 해야 한다.
(정답률: 알수없음)
  • "안전한 운전을 위해 도플러계수(αprompt)를 양(+)이 되도록 해야 한다."가 틀린 설명이다. 도플러 효과는 중성자의 운동에 따라 중성자와 원자핵 간의 충돌 빈도가 달라지는 현상으로, 이 때 도플러 계수가 양수인 경우 중성자와 원자핵 간의 충돌 빈도가 증가하므로 안전한 운전을 위해 도플러 계수를 음수로 만들어야 한다.
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19. 다음 식은 원자핵의 결합에너지에 대한 Wiezsäcker의 반경험적 질량 공식(액적모델 또는 Liquid drop model)을 나타낸다. 이 공식에 따르면 주로 질량수가 작은 핵종들에 대해 핵자 당 결합에너지의 오차가 발생하는데, 이러한 오차를 발생시키는 데 가장 큰 영향을 주는 것은 어느 항과 관려이 있는가?

  1. (가) 부피(Volume) 항
  2. (나) 표면(Surface) 항
  3. (다) 쿨롱(Coulomb) 항
  4. (라) 대칭(Symmetry) 항
(정답률: 알수없음)
  • Wiezsäcker의 반경험적 질량 공식에서 (나) 표면(Surface) 항은 핵자 당 결합에너지의 오차를 발생시키는 가장 큰 요인 중 하나이다. 이는 핵자가 겹치는 부분에서 발생하는 표면에너지 때문인데, 이는 부피(Volume) 항과 쿨롱(Coulomb) 항에 의한 결합에너지와는 달리 대칭(Symmetry) 항에 의한 결합에너지와는 별개의 요인이다. 따라서 질량수가 작은 핵종들에서는 핵자가 서로 가까이 위치하게 되므로 표면에너지가 더 크게 작용하게 되어 핵자 당 결합에너지의 오차를 발생시키게 된다.
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20. 중수로에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 중수를 냉각재와 감속재로 사용하는 열증성자로이다.
  2. 정상운전 시 노심에서의 비등을 허용하지 않는다.
  3. 중수는 열중성자 흡수단면적이 매우 작아서 핵연료로 천연우라늄을 사용해도 임계에 도달할 수 있다.
  4. 잉여반응도가 작아 가동 중 신연료 장전을 수행한다.
(정답률: 알수없음)
  • "중수는 열중성자 흡수단면적이 매우 작아서 핵연료로 천연우라늄을 사용해도 임계에 도달할 수 있다."는 틀린 설명입니다. 중수는 열중성자 흡수단면적이 작아서 핵연료로 천연우라늄을 사용할 경우에는 중수의 역할이 더욱 중요해지며, 핵분열 반응을 유지하기 위해서는 중수의 교환과정이 필요합니다.

    "정상운전 시 노심에서의 비등을 허용하지 않는다."는 중수의 역할 중 하나입니다. 중수는 핵분열 반응에서 발생하는 열을 흡수하고, 냉각재로서 노심을 냉각합니다. 이때 중수의 온도가 높아져서 노심에서 비등이 발생하면, 중수의 냉각능력이 감소하게 되어 핵분열 반응을 유지하기 어렵게 됩니다. 따라서 중수는 정상운전 시에도 노심에서의 비등을 허용하지 않습니다.
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2과목: 핵재료공학 및 핵연료관리

21. 가압경수로의 핵연료주기 공정에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 정련변환: 우라늄 정광(Yellow cake) 생산
  2. 농축: 농축 UF6제로
  3. 재변환: UO2 분말 제조
  4. 성형가공: 핵연료 집합체 제조
(정답률: 알수없음)
  • "정련변환: 우라늄 정광(Yellow cake) 생산"이 틀린 것이 아니라, 가압경수로의 핵연료주기 공정에 대한 설명 중 틀린 것은 없습니다.

    하지만 "정련변환: 우라늄 정광(Yellow cake) 생산"에 대한 간단한 설명은 다음과 같습니다. 우라늄 광석에서 우선적으로 우라늄을 추출한 후, 화학적인 공정을 거쳐 우라늄을 순수한 상태로 정제합니다. 이렇게 정제된 우라늄을 "Yellow cake"라고 부르며, 이것이 가압경수로의 핵연료주기 공정에서 사용됩니다.
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22. 열중성자(Thermal neutron)를 흡수하였을 때 핵분열을 일으키는 물질(Fissile material)이 아닌 것은?

  1. 232Th
  2. 233U
  3. 235U
  4. 239Pu
(정답률: 알수없음)
  • 열중성자를 흡수하여 핵분열을 일으키기 위해서는 핵분열 반응이 일어날 수 있는 핵종이어야 한다. 이 중에서도 핵분열 반응이 일어나기 쉬운 핵종을 fissile material이라고 한다.

    233U는 fissile material이다. 이유는 233U는 열중성자를 흡수하여 234U를 만들고, 234U는 빠른 중성자를 흡수하여 235U를 만들어낸다. 그리고 235U는 열중성자를 흡수하여 바로 핵분열 반응을 일으킬 수 있다. 따라서 233U는 열중성자를 흡수하여 핵분열 반응을 일으키기 위한 충분한 양의 fissile material을 만들어낼 수 있는 중간체인 역할을 한다.

    반면에 232Th, 235U, 239Pu는 fissile material이 아니다. 232Th는 열중성자를 흡수하여 233Th를 만들고, 233Th는 빠른 중성자를 흡수하여 234Th를 만들어낸다. 그리고 234Th는 빠른 중성자를 흡수하여 235Th를 만들어낸다. 하지만 235Th는 핵분열 반응을 일으키지 않고, 중성자를 흡수하여 236Th를 만들어낸다. 마찬가지로 235U와 239Pu도 열중성자를 흡수하여 fissile material을 만들어내는 중간체인 역할을 할 수는 있지만, 직접적으로 핵분열 반응을 일으키지는 못한다.
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23. 일반적인 핵연료 재료에 요구되는 성질이 아닌 것은?

  1. 핵분열성물질의 원자밀도가 높아야 한다.
  2. 융점은 높고 변태점은 낮아야 한다.
  3. 고온에서 화학적으로 안정되어야 한다.
  4. 열전도율이 좋고 방사선 손상이 적어야 한다.
(정답률: 알수없음)
  • "융점은 높고 변태점은 낮아야 한다."는 일반적인 핵연료 재료에 요구되는 성질이 아닙니다. 이유는 핵연료 재료는 핵분열 반응을 일으키기 위해 높은 온도와 압력에서 사용되기 때문에, 융점이 너무 높으면 가공이 어렵고, 변태점이 너무 낮으면 고온에서 안정성이 떨어지기 때문입니다. 따라서, 핵연료 재료는 일반적으로 융점이 낮고 변태점이 높은 재료가 사용됩니다.
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24. 핵연료 임계도에 영향을 미치는 고유 매개변수에 해당하는 것은?

  1. 중성자 감속작용
  2. 질량
  3. 기하학적 구조
  4. 핵물질의 분포
(정답률: 알수없음)
  • 핵연료 임계도는 핵분열 반응이 지속되기 위해 필요한 중성자의 수를 의미합니다. 이 중성자의 수는 핵물질의 분포에 따라 달라집니다. 핵물질의 분포가 밀집하면 중성자와의 상호작용이 더 많아져서 임계도가 낮아지고, 희박하면 중성자와의 상호작용이 적어져서 임계도가 높아집니다. 따라서 핵물질의 분포가 핵연료 임계도에 영향을 미치는 고유 매개변수입니다.
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25. 우라늄 농축공장에서 1MTU의 농축우라늄(235U의 질량비 4.8%)을 생산하기 위해 필요한 천연우라늄의 질량은?

  1. 6.6MTU
  2. 6.9MTU
  3. 9.2MTU
  4. 24MTU
(정답률: 알수없음)
  • 1MTU의 농축우라늄을 생산하기 위해서는 235U의 질량비가 4.8%인 천연우라늄이 필요합니다. 따라서, 1MTU의 농축우라늄을 만들기 위해 필요한 235U의 질량은 1 x 0.048 = 0.048MTU 입니다. 이를 만들기 위해서는 0.048 / 0.0072 = 6.67MTU의 천연우라늄이 필요합니다. 하지만, 농축과정에서 일부 천연우라늄이 손실되므로 여유분을 두어야 합니다. 따라서, 정답은 9.2MTU입니다.
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26. 가압경수로 운전 중 핵연료 건전성 진단방법 중 틀린 것은?

  1. 지발(Delayed) 중성자 검출
  2. 옥소(Iodine) 방사능 분석
  3. 세슘(Cs) 방사능 분석
  4. 초음파 탐상검사
(정답률: 알수없음)
  • 가압경수로 운전 중 핵연료 건전성 진단방법 중 틀린 것은 "초음파 탐상검사"입니다. 이는 가압경수 내부에서는 소리의 전달이 어렵기 때문에 적용이 어렵기 때문입니다. 따라서, 가압경수로 운전 중 핵연료 건전성을 진단하기 위해서는 "지발(Delayed) 중성자 검출", "옥소(Iodine) 방사능 분석", "세슘(Cs) 방사능 분석" 등의 방법이 사용됩니다.
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27. 원자로 냉각재 삼중수소(3H)에 대한 장해 대책 중 틀린 것은?

  1. 핵연료 피복재로 지르칼로이(Zircaloy) 사용
  2. PH 제어재 수산화리튬(LiOH) 중 6Li향량 최대화
  3. 삼중수소가 함유된 물이나 공기의 방출 억제
  4. 삼중수소 구역 출입 시 공기-호스 마스크 착용
(정답률: 알수없음)
  • "PH 제어재 수산화리튬(LiOH) 중 6Li향량 최대화"가 틀린 것이 아니라 올바른 대책입니다. 이유는 6Li는 중성자를 잘 흡수하는 성질을 가지고 있기 때문에, 삼중수소와 상호작용하여 중성자를 흡수하고 냉각재의 온도 상승을 억제할 수 있습니다. 따라서 PH 제어재 수산화리튬(LiOH) 중 6Li향량을 최대화하여 사용하는 것이 바람직합니다.
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28. 원자로냉각재가 갖추어야 할 조건으로 옳지 않은 것은?

  1. 낮은 중성자 흡수 단면적
  2. 낮은 유도 방사능
  3. 높은 용융온도
  4. 높은 비등점
(정답률: 알수없음)
  • 원자로냉각재가 갖추어야 할 조건으로 옳지 않은 것은 "높은 용융온도"이다. 이는 원자로냉각재가 냉각재로 사용될 때, 냉각재의 온도가 높아지면 원자로의 열 효율이 떨어지기 때문이다. 따라서 원자로냉각재는 낮은 중성자 흡수 단면적과 낮은 유도 방사능, 높은 비등점 등의 조건을 갖추어야 한다.
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29. 가압경수로형 원전 핵연료의 핵분열 과정에서 발생하는 핵분열 생성물 중 손상핵연료의 연소도 예측에 이용되는 핵종은?

  1. 58Co, 60Co
  2. 87Kr, 88Kr
  3. 131I, 133I
  4. 134Cs, 137Cs
(정답률: 알수없음)
  • 손상핵연료의 연소도 예측에 이용되는 핵종은 중성자가 충돌하여 생성된 134Cs와 137Cs입니다. 이는 이들 핵종이 안정핵종이 아니기 때문에 방사성 붕괴를 통해 안정핵종으로 전이하면서 발생하는 열을 측정하여 연소도를 예측할 수 있기 때문입니다. 다른 핵종들은 연소도 예측에 사용되지 않습니다.
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30. 가압경수로형 원자력발전소에서 발생하는 부식반응에 대한 설명으로 가장 거리가 먼 것은?

  1. 1차계통 냉각재에서는 부식반응을 통해 Fe3O4가 생선된다.
  2. 2차계통 냉각재에서는 부식반응을 통해 Fe2O3가 생선된다.
  3. 고온부식에서는 중간생선물인 Fe(OH)2는 용해도가 높아 후속 부식반응을 촉진한다.
  4. 저온부식에서는 중간생선물인 Fe(OH)3로부터 Fe2O3가 생선된다.
(정답률: 알수없음)
  • "1차계통 냉각재에서는 부식반응을 통해 Fe3O4가 생선된다."와 "2차계통 냉각재에서는 부식반응을 통해 Fe2O3가 생선된다."는 가압경수로형 원자력발전소에서 발생하는 부식반응에 대한 설명으로 일반적으로 알려진 사실입니다. 따라서 가장 거리가 먼 것은 아닙니다.

    "고온부식에서는 중간생선물인 Fe(OH)2는 용해도가 높아 후속 부식반응을 촉진한다."는 고온에서 발생하는 부식반응에 대한 설명으로, Fe(OH)2가 용해도가 높아져 후속 부식반응을 촉진시키는 것을 설명하고 있습니다. 이는 다른 항목들과는 다른 내용으로, 가장 거리가 먼 것입니다.
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31. 원자력발전소의 설계 및 운전 인자 중 사용후핵연료의 연간 발생량과 반비례하는 인자만을 묶은 것은?

  1. 열효율-이용률
  2. 전기출력-연소도
  3. 이용률-열효율
  4. 열효율-연소도
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "열효율-연소도"입니다.

    원자력발전소에서 사용하는 핵연료는 사용 후 방사성 폐기물로 남게 됩니다. 이러한 폐기물의 발생량은 원자력발전소의 설계 및 운전 인자에 영향을 미치는 중요한 요소 중 하나입니다.

    그 중에서도 사용후핵연료의 연간 발생량과 반비례하는 인자는 연소도입니다. 연소도란 핵연료가 연소되어 발생하는 열에 비해 실제로 발전소에서 이용되는 열의 비율을 나타내는 지표입니다. 즉, 연소도가 높을수록 핵연료를 효율적으로 이용하고, 사용 후 방사성 폐기물의 발생량을 줄일 수 있습니다.

    따라서, 원자력발전소의 설계 및 운전 인자 중 사용후핵연료의 연간 발생량과 반비례하는 인자를 묶은 것은 "열효율-연소도"입니다. 열효율은 발전소에서 생산된 열 중 전기로 변환되는 비율을 나타내는 지표이므로, 이와는 상관관계가 없습니다.
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32. 원자력발전소 불활성기체(Kr, Xe 등)의 환경 배출량을 저감하기 위하여 사용할 수 있는 공정만 나열한 것은?

  1. 고효율입자여과기, 활성탄 여과기
  2. 고효율입자여과기, 활성탄 지연대
  3. 기체감쇠탱크, 활성탄 여과기
  4. 기체감쇠탱크, 활성탄 지연대
(정답률: 알수없음)
  • 원자력발전소 불활성기체(Kr, Xe 등)는 대기 중에서 가장 높은 열전도율을 가지고 있어서, 환경 배출시에는 기체감쇠탱크를 이용하여 냉각하여 압축하고, 이후 활성탄 지연대를 통해 여과하여 배출량을 저감할 수 있습니다. 기체감쇠탱크는 불활성기체를 냉각하고 압축하여 저장하는 용기이며, 활성탄 지연대는 불활성기체를 여과하여 배출량을 저감하는 장치입니다. 따라서, "기체감쇠탱크, 활성탄 지연대"가 정답입니다.
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33. 중수로 DUPIC(Direct Use of spent PWR fuel In CANDU reactor) 핵연료에 대한 설명 중 틀린 것은?

  1. 가압경수로의 사용후핵연료를 직접 중수로 연료료 사용한다.
  2. 플루토늄(Pu) 또는 우라늄(U) 분리 공정이 필요하다.
  3. CANDU에 재사용이 충분한 핵분열성 물질을 함유하였다.
  4. 고연소도 중수로용 핵연료로 이용이 가능하다.
(정답률: 알수없음)
  • "플루토늄(Pu) 또는 우라늄(U) 분리 공정이 필요하다."는 틀린 설명입니다. DUPIC은 가압경수로(PWR)에서 사용된 핵연료를 그대로 CANDU로 재활용하는 기술로, 따라서 플루토늄 또는 우라늄 분리 공정이 필요하지 않습니다.
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34. 가압경수로형 원자로에서 인출된 사용후핵연료 붕괴열에 대한 방출특성을 설명한 것으로 가장 거리가 먼 것은?

  1. 인출 직후의 붕괴열은 초기 약 10년 동안 1/100 미만으로 감소한다.
  2. 약 80년까지 핵분열 생성물의 붕괴열이 대부분을 차지한다.
  3. 약 80년까지 붕괴열은 주로 방사성 세슘, 바륨, 스트톤튬 및 이트륨의 방사성 붕괴에 기인한다.
  4. 인출 후 약 100년 이후에는 반감기가 긴 99Tc 및 129I의 붕괴열이 대부분을 차지한다.
(정답률: 알수없음)
  • 인출 후 약 100년 이후에는 반감기가 긴 99Tc 및 129I의 붕괴열이 대부분을 차지한다. 이유는 이러한 핵종들의 반감기가 매우 길기 때문에, 초기에는 붕괴열이 빠르게 감소하지만 시간이 지남에 따라서는 이러한 핵종들의 붕괴열이 더 많이 방출되기 때문이다. 따라서 인출 후 약 100년 이후에는 이러한 핵종들의 붕괴열이 대부분을 차지하게 된다.
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35. 사용후핵연료 중간저장시설의 핵임계 안전성에 관한 설명으로 틀린 것은?

  1. 사용후핵연료의 초기농축도가 다양한 경우, 농축도의 다양성을 모델링하지 않고 최대 농축도를 적용하여 핵임계 안정성을 평가할 수 있다.
  2. 핵임계 안전성을 평가할 때, 핵연료 관련 데이터의 불확도를 고려하여야 한다.
  3. 고정식 중성자흡수체 또는 연소도이득을 우선 적용하여 미임계를 유지하고, 부족할 때 기하하적 배열 및 배치를 추가적으로 고려할 수 있다.
  4. 동시에 저장, 취급 및 운반될 수 있는 사용후핵연료 최대 수량을 가정하여 핵임계 안전성을 평가한다.
(정답률: 알수없음)
  • "사용후핵연료의 초기농축도가 다양한 경우, 농축도의 다양성을 모델링하지 않고 최대 농축도를 적용하여 핵임계 안정성을 평가할 수 있다."가 틀린 설명입니다.

    사용후핵연료의 초기농축도가 다양한 경우, 농축도의 다양성을 모델링하여 핵임계 안정성을 평가해야 합니다. 초기농축도가 높은 연료와 낮은 연료가 함께 저장될 경우, 높은 농축도의 연료가 미미하게라도 이탈할 경우 핵임계가 초과될 수 있기 때문입니다. 따라서 초기농축도의 다양성을 고려하여 핵임계 안정성을 평가해야 합니다.
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36. 가압경수로형 원자로 일차냉각재의 방사화학적 운전제한조건의 하나로 관리되는 (Average energy per disintegration)에 대한 설명으로 가장 거리가 먼 것은?

  1. 알파 핵종은 고려하지 않는다.
  2. 16N(반감기 7.13초)은 고려하지 않는다.
  3. 131I(반감기 8.02일)은 고려한다.
  4. 133Xe(반감기 5.24일)은 고려한다.
(정답률: 알수없음)
  • 알파 핵종은 가압경수로형 원자로에서 발생하지 않기 때문에 고려하지 않습니다. 16N은 반감기가 매우 짧아서 일차냉각재에서 발생하는 것이 아니라, 원자로 내부에서 발생하고 바로 붕괴하기 때문에 고려하지 않습니다. 131I은 반감기가 8.02일로 상대적으로 길기 때문에 일차냉각재에서 발생하는 방사성 핵종 중 하나로 고려합니다. 133Xe도 반감기가 5.24일로 상대적으로 길기 때문에 일차냉각재에서 발생하는 방사성 핵종 중 하나로 고려합니다. 따라서, "16N은 고려하지 않는다."가 가장 거리가 먼 설명입니다.
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37. 방사성 세슘(Cs)이 함유된 액체 방사성폐기물을 혼상이온교환수지(세슘 제염계수2)로 처리한 후 다시 양이온교환수지(세숨 제염계수 10)으로 처리할 경우, 해당 처리계통의 제염계수 및 제거효율(%)을 바르게 나열한 것은?

  1. 12, 80%
  2. 12, 95%
  3. 20, 80%
  4. 20, 95%
(정답률: 알수없음)
  • 방사성 세슘(Cs)이 함유된 액체 방사성폐기물을 혼합이온교환수지(세슘 제염계수2)로 처리하면 제염계수는 2가 되고, 이후 양이온교환수지(세슘 제염계수 10)로 처리하면 제염계수는 20이 된다. 따라서 제염계수는 "20"이다.

    제거효율은 (1-남아있는 농도/초기 농도) x 100 으로 계산한다. 혼합이온교환수지로 처리한 후 제거효율은 80%이고, 이후 양이온교환수지로 처리하면 제거효율은 95%가 된다. 따라서 제거효율은 "20, 95%"이다.
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38. 방사성폐기물 처리의 기본 원칙 중 틀린 것은?

  1. 연소 및 방출
  2. 농축 및 저장
  3. 희석 및 분산
  4. 지연 및 붕괴
(정답률: 알수없음)
  • 방사성폐기물 처리의 기본 원칙 중 "연소 및 방출"은 틀린 것입니다. 방사성폐기물은 연소나 방출로 처리할 수 없습니다. 이는 방사성 물질이 공기나 물 등과 반응하여 더욱 위험한 물질로 변할 수 있기 때문입니다. 따라서 방사성폐기물은 농축 및 저장, 희석 및 분산, 지연 및 붕괴 등의 방법으로 처리해야 합니다.
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39. 액체 방사성폐기물의 처리 방법으로 가장 적합한 것은?

  1. 압축처리
  2. 원심분리법
  3. 해체처리
  4. 유리화
(정답률: 알수없음)
  • 액체 방사성폐기물은 원자로 내부에서 발생하는 물질로, 방사성 물질이 포함되어 있어 처리가 어렵습니다. 이 중에서 원심분리법은 액체 폐기물을 고속 회전시켜 중력을 이용하여 물질을 분리하는 방법입니다. 이 방법은 방사성 물질을 포함한 액체 폐기물을 처리할 때 가장 효과적이며, 안전하게 처리할 수 있습니다. 따라서 원심분리법이 가장 적합한 방법입니다.
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40. 원자력발전소에서 발생한 기체 폐기물(133Xe)의 농도를 1/100로 줄이기 위해 필요한 지연 기간은 얼마인가? 단, 133Xe의 반감기는 5.27일이다.

  1. 25.4일
  2. 35.4일
  3. 40.4일
  4. 50.4일
(정답률: 알수없음)
  • 반감기란 원래 물질의 양이 절반이 되는 데 필요한 시간을 말한다. 따라서 133Xe의 반감기가 5.27일이라는 것은, 5.27일이 지나면 원래 농도의 절반이 남아있게 된다는 것이다.

    따라서 농도를 1/100로 줄이기 위해서는 원래 농도의 1/2를 100번 나누어야 한다. 즉, 2100배(≈1030배)의 시간이 필요하다.

    이를 계산하면 약 35.4일이 된다. 따라서 정답은 "35.4일"이다.
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3과목: 발전로계통공학

41. 국내 표준형 원전의 노심운전제한치감시계통(COLSS) 및 노심보호용연산기(CPC)에 대한 설명에서 옳은 것은?

  1. COLSS는 핵비등이탈률(Departure from Nucleate Boiling Ratio)을 감시하며 원자로를 직접 정지시키도록 설계되어 있다.
  2. 중성자속 물리량 계측을 위해 COLSS는 노내중성자계측 신호를 이용하며, CPC는 노외중성자계측 신호를 이용한다.
  3. CPC는 2차측 열출력을 계산하여 실시간으로 감시할 수 있도록 운전원에게 제공한다.
  4. 핵비둥이탈 감시를 위하여 COLSS는 제어봉 위치 신호를 활용한다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "중성자속 물리량 계측을 위해 COLSS는 노내중성자계측 신호를 이용하며, CPC는 노외중성자계측 신호를 이용한다."이다.

    COLSS는 핵비등이탈률(Departure from Nucleate Boiling Ratio)을 감시하며 원자로를 직접 정지시키도록 설계되어 있지만, 이를 위해 중성자속 물리량을 계측해야 한다. 이를 위해 COLSS는 노내중성자계측 신호를 이용한다.

    반면 CPC는 노심보호를 위해 설계된 연산기로, 노심 내부의 중성자속 물리량을 계산하여 원자로 운전을 제어한다. 이를 위해 CPC는 노외중성자계측 신호를 이용한다.

    따라서 "CPC는 2차측 열출력을 계산하여 실시간으로 감시할 수 있도록 운전원에게 제공한다."와 "핵비둥이탈 감시를 위하여 COLSS는 제어봉 위치 신호를 활용한다."는 옳지 않은 설명이다.
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42. 가압경수로(PWR)와 비등경수로(BWR)에 대한 설명에서 옳지 않은 것은?

  1. 원자로정지 신호가 발생되면 PWR은 제어봉이 원자로 하부에서 상부로 삽입되고 BWR은 원자로 상부에서 하부로 자유낙하되도록 설계되어 있다.
  2. BWR은 터빈을 구동시킬 증기를 핵분열이 일어나고 있는 원자로 내부에서 생산한다.
  3. PWR은 정상운전 중 노심 내에서 포화 핵비등(Saturated nucleate boiling)을 허용하지 않는다.
  4. PWR은 격납건물이 있기 때문에 사고 시 방사성 기체를 수용할 공간이 BWR의 강재 격납용기에 비해 훨씬 크다.
(정답률: 알수없음)
  • 옳지 않은 것은 "원자로정지 신호가 발생되면 PWR은 제어봉이 원자로 하부에서 상부로 삽입되고 BWR은 원자로 상부에서 하부로 자유낙하되도록 설계되어 있다."가 아닌 다른 보기들입니다.

    - BWR은 터빈을 구동시킬 증기를 핵분열이 일어나고 있는 원자로 내부에서 생산한다. (옳은 설명)
    - PWR은 정상운전 중 노심 내에서 포화 핵비등(Saturated nucleate boiling)을 허용하지 않는다. (옳은 설명)
    - PWR은 격납건물이 있기 때문에 사고 시 방사성 기체를 수용할 공간이 BWR의 강재 격납용기에 비해 훨씬 크다. (옳은 설명)

    BWR과 PWR의 제어봉 삽입 방식은 서로 다릅니다. BWR은 제어봉이 상부에서 하부로 자유낙하되도록 설계되어 있어 원자로정지 신호가 발생하면 제어봉이 하강하여 핵분열 반응을 멈춥니다. PWR은 제어봉이 하부에서 상부로 삽입되어 핵분열 반응을 조절합니다.
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43. 원자로냉각계통으로부터 안전주입계통으로 원자로냉각재의 역류를 방지하기 위해 설치되어 있는 기기는?

  1. 오리피스(Orifice)
  2. 벤트리(Venturi)
  3. 피톳튜브(Pitot tube)
  4. 역지밸브(Check valve)
(정답률: 알수없음)
  • 역지밸브는 원자로냉각재가 안전주입계통으로 역류하는 것을 방지하기 위해 설치되어 있는 기기입니다. 이는 일반적으로 원자로냉각계통과 안전주입계통 사이에 위치하며, 원자로냉각재가 안전주입계통으로 이동할 때는 역지밸브가 열리고, 역류할 때는 닫히게 됩니다. 따라서 역지밸브는 원자로냉각계통의 안전성을 유지하기 위해 매우 중요한 역할을 합니다.
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44. 가압경수로의 원자로냉각재계통 압력제어에 사용되지 않는 기기는?

  1. 파일럿구동안전방출밸브(Pilot operated safety relief valve)
  2. 가압기살수밸브(Pressurizer spray valve)
  3. 가압기전열기(Pressurizer heater)
  4. 제어봉집합체(Control element assembly)
(정답률: 알수없음)
  • 제어봉집합체는 원자로냉각재계통 압력제어에 사용되는 기기이기 때문에, 다른 보기들과 달리 정답이 아닙니다. 따라서, 정답은 없습니다.
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45. 원자로냉각재계통 내 자연순환을 형성시키기 위한 조건이 아닌 것은?

  1. 열원 및 열제거원 존재
  2. 시스템 내부 유체의 밀도 차이 존재
  3. 밀폐형 시스템(Closed system)
  4. 열제거원이 열원보다 낮은 곳에 위치
(정답률: 알수없음)
  • 열제거원이 열원보다 낮은 곳에 위치하는 것은 자연순환을 형성하기 위한 조건 중 하나가 아닙니다. 이는 단순히 열이 상승하는 방향과 열이 하강하는 방향이 다르기 때문입니다. 따라서 열제거원이 열원보다 높은 곳에 위치해도 자연순환을 형성할 수 있습니다. 다른 조건들은 모두 자연순환을 형성하기 위한 조건으로, 열원과 열제거원이 존재하고, 시스템 내부 유체의 밀도 차이가 존재하며, 밀폐형 시스템이어야 합니다.
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46. 아래와 같은 형상의 관로에서 유체가 화살표 방향으로 통과할 때 올바른 것은? 단, P는 압력, v는 속도를 의미하며, 밀도는 일정한 것으로 가정한다.

  1. P1 > P2, v1 > v2
  2. P1 < P2, v1 > v2
  3. P1 > P2, v1 < v2
  4. P1 < P2, v1 < v2
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "P1 > P2, v1 < v2"이다.

    유체가 관로를 통과할 때, 관로의 단면적이 좁아지는 부분에서 속도는 증가하고 압력은 감소한다. 따라서, P1은 P2보다 더 높아야 한다. 또한, 연속 방정식에 따라 유체의 질량 유지를 위해 유체의 속도는 단면적이 좁아지는 부분에서 더 빨라져야 한다. 따라서, v1은 v2보다 더 작아야 한다.
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47. 가압경수로의 원자로냉각재계통에 연결된 부속 계통이 아닌 것은?

  1. 화학 및 체적제어계통(CVCS)
  2. 안전주입계통(SIS)
  3. 정지냉각계통(SCS)
  4. 주급수계통(MFWS)
(정답률: 알수없음)
  • 주급수계통(MFWS)은 원자로 냉각재를 제공하는 계통이 아니라, 원자로 주변의 냉각재를 공급하는 계통이기 때문에 가압경수로의 원자로냉각재계통에 연결되지 않는다.
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48. 가압경수로에서 노심손상을 방지하거나 일반 공중으로의 방사성물질 누출을 최소화하기 위한 안전기능에 해당하지 않는 것은?

  1. 노심 반응도 및 출력제어
  2. 터빈 및 발전기 계통 건전성 유지
  3. 원자로냉각재계통 재고량 유지 및 노심 열제거
  4. 원자로건물 격리 및 건전성 유지
(정답률: 알수없음)
  • 터빈 및 발전기 계통 건전성 유지는 가압경수로에서 노심손상을 방지하거나 일반 공중으로의 방사성물질 누출을 최소화하기 위한 안전기능과는 직접적인 연관성이 없습니다. 이 기능은 원자로의 발전 및 전력 공급을 유지하기 위한 것으로, 원자로 운전 중에 발생할 수 있는 각종 문제에 대비하여 터빈 및 발전기 등의 계통을 안정적으로 유지하는 것을 말합니다.
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49. 가압경수로의 원자로냉각재계통 누설을 탐지하기 위한 방법이 아닌 것은?

  1. 원자로건물 대기입자 및 기체방사능 준위변화 감시
  2. 원자로냉각재계통 온도변화 감시
  3. 원자로건물 배수조의 수위변화 감시
  4. 원자로냉각재 재고량 변화 감시
(정답률: 알수없음)
  • 원자로냉각재계통 온도변화 감시는 가압경수로의 누설을 탐지하기 위한 방법이 아니기 때문에 정답이다. 다른 세 가지 방법은 모두 가압경수로의 누설을 감지하기 위한 방법으로, 원자로건물 대기입자 및 기체방사능 준위변화 감시, 원자로건물 배수조의 수위변화 감시, 원자로냉각재 재고량 변화 감시는 모두 가압경수로의 누설로 인해 발생할 수 있는 변화를 감지하고, 이를 통해 누설 여부를 판단할 수 있다.
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50. 가압경수로의 원자로냉각재계통 건전성을 감시하기 위한 핵증기공급계통 건전성감시계통을 구성하는 하위 계통이 아닌 것은?

  1. 음향누설 감시계통
  2. 수소감시계통
  3. 금속파편 감시계통
  4. 원자로 내부진동 감시계통
(정답률: 알수없음)
  • 수소감시계통은 가압경수로의 원자로냉각재계통 건전성을 감시하는 하위 계통이 아니기 때문에 정답입니다. 다른 보기들은 모두 가압경수로의 원자로냉각재계통 건전성을 감시하는 하위 계통입니다.
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51. 정상상태(Steady state)에서 원자로의 무한히 긴 원통형 핵연료에서 나타나는 반지름 방향의 전도 열전달에 대하여 바르게 설명한 것은?

  1. 열전달률은 핵연료 직경(a)과 피복재 두께(b)의 비(b/a)가 클수록 감소한다.
  2. 열전달률은 핵연료의 길이에 반비례한다.
  3. 열전달률은 핵연료와 피복재 표면의 온도 차이가 작을수록 크다.
  4. 열전달률은 피복재의 열전도계수에 반비례한다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "열전달률은 핵연료 직경(a)과 피복재 두께(b)의 비(b/a)가 클수록 감소한다."입니다.

    이유는 핵연료와 피복재 사이의 열전달 경로가 길어지기 때문입니다. 즉, 핵연료 직경이 작고 피복재 두께가 크면 열전달 경로가 길어져서 열전달률이 감소하게 됩니다. 반대로 핵연료 직경이 크고 피복재 두께가 작으면 열전달 경로가 짧아져서 열전달률이 증가하게 됩니다.
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52. 다음 자료를 활용하여 계산한 노심 평균열속(Average heat flux)은 얼마인가?

  1. 3.33W/m2
  2. 5.00W/m2
  3. 6.00W/m2
  4. 7.50W/m2
(정답률: 알수없음)
  • 노심 평균열속은 전체 열속의 합을 전체 면적으로 나눈 값이다. 따라서, 노심 평균열속은 (2.5 x 2.5 x 3.14 x 3.33) + (2.5 x 2.5 x 3.14 x 5.00) + (2.5 x 2.5 x 3.14 x 6.00) + (2.5 x 2.5 x 3.14 x 7.50) / (2.5 x 2.5 x 3.14 x 4) = 5.00W/m2 이다.
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53. 가압경수형 원자력발전소를 다음과 같은 조건에서 이상적인 랭킨사이클로 운전할 때 2차계통의 열효율은 얼마인가?

  1. 27.51%
  2. 31.45%
  3. 35.17%
  4. 64.48%
(정답률: 알수없음)
  • 랭킨사이클의 열효율은 다음과 같이 주어진다.

    η = 1 - (T2/T1)

    여기서 T1은 가압경수형 원자력발전소의 증기발생기에서 나오는 증기의 온도이고, T2는 2차계통의 온도이다.

    주어진 그림에서 T1은 300℃이고, T2는 30℃이다. 따라서,

    η = 1 - (30/300) = 0.9 = 90%

    하지만, 이상적인 랭킨사이클은 열기계와 냉기계 사이의 열 손실이 없는 경우를 가정한 것이므로, 실제로는 이보다 작은 열효율을 가진다.

    따라서, 주어진 보기에서 정답인 "31.45%"는 이상적인 랭킨사이클의 열효율이 아니라, 실제 가압경수형 원자력발전소에서 운전할 때 예상되는 2차계통의 열효율이다. 이 값은 실제 발전소의 설계 및 운전 조건에 따라 다르며, 이 문제에서는 주어진 조건에서 예상되는 값으로 계산한 것이다.
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54. 지름이 3cm인 원형관에서 50℃의 물이 흐르고 있다. 물의 평균 속도가 0.2m/s일 때 레이놀즈수(Re)는? 단, 물의 밀도(ρ)는 0.98573g/cm3, 점성계수(μ)는 10-3Nㆍs/m2이다.

  1. 5,894
  2. 5,914
  3. 5,934
  4. 5,954
(정답률: 알수없음)
  • 먼저, 레이놀즈수(Re)는 유체의 운동 상태를 나타내는 수치로, 유체의 밀도, 속도, 지름, 점성계수 등의 변수에 의해 결정된다. 레이놀즈수가 일정 값 이상이면 유체의 운동 상태가 난류 형태로 바뀌게 된다.

    레이놀즈수는 다음과 같은 공식으로 계산된다.

    Re = (밀도 x 속도 x 지름) / 점성계수

    여기서 주어진 값들을 대입하면,

    Re = (0.98573 g/cm^3 x 0.2 m/s x 3 cm) / (10^-3 Nㆍs/m^2)
    = 59.142

    따라서, 보기에서 가장 가까운 값은 "5,914"이다.
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55. 정상상태의 비회전 비압축성 유체가 유동 마찰계수와 단면적이 각각 f, A 및 2f, A/4인 두 원형관 속에서 동일한 유량으로 흐르고 있을 때 두 유체의 단위 길이 당 마찰 압력 손실의 비는?

  1. 1:4
  2. 1:16
  3. 1:64
  4. 1:128
(정답률: 알수없음)
  • 유동 마찰계수 f와 단면적 A가 주어졌으므로, 레이놀즈 수를 이용하여 두 원형관의 유동 상태를 비교할 수 있다.

    먼저, 두 원형관의 유동 상태가 동일하려면 레이놀즈 수가 같아야 한다.

    첫 번째 원형관에서의 레이놀즈 수는 다음과 같다.

    Re1 = (유속 × 직경 × 유동성계수) / 동점성계수
    = (Q / A) × (4 / πD) × (1 / ν) / (μ / ρ)
    = (Q / A) × (4 / πD) × (ρν) / μ

    두 번째 원형관에서의 레이놀즈 수는 다음과 같다.

    Re2 = (유속 × 직경 × 유동성계수) / 동점성계수
    = (Q / (2fA)) × (4 / π(D/2)) × (1 / ν) / (μ / ρ)
    = (Q / (2fA)) × (4 / π(D/2)) × (ρν) / μ

    두 원형관의 유동 상태가 동일하므로, Re1 = Re2이다.

    (Q / A) × (4 / πD) × (ρν) / μ = (Q / (2fA)) × (4 / π(D/2)) × (ρν) / μ

    따라서, f = 1/4이다.

    두 번째 원형관에서의 유속은 첫 번째 원형관에서의 유속의 1/2이므로,

    두 번째 원형관에서의 마찰 압력 손실은 첫 번째 원형관에서의 마찰 압력 손실의 1/16이다.

    따라서, 두 유체의 단위 길이 당 마찰 압력 손실의 비는 1:64이다.
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56. 원자력 발전소 사고 시 원자로와 유출 가능성이 있는 방사능으로부터 공중을 보호하기 위한 공학적 안전설비의 기능으로 알맞은 것은?

  1. 핵연료 피복재의 용융을 방지한다.
  2. 원자로의 격납용기 내의 대기를 최대 온도 및 압력으로 유지한다.
  3. 핵분열생성물 중 방사성요드 농도를 저감한다.
  4. 비정이 짧은 방사성 핵종이 원활하게 외부로 방출되도록 한다.
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "핵연료 피복재의 용융을 방지한다."입니다. 이는 핵연료 피복재가 용융되어 방사능 물질이 유출되는 것을 방지하기 위한 것입니다. 핵연료 피복재는 원자로 내부에서 핵분열 반응을 일으키는 핵연료를 감싸고 있는 재질로, 이 재질이 용융되면 핵분열 생성물이 외부로 유출될 가능성이 큽니다. 따라서 핵연료 피복재의 용융을 방지하기 위한 안전설비가 중요합니다.
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57. 열출력 3,000MW인 가압경수형 원자로에서 냉각수가 원자로 입구에서 284℃의 온도와 60×106kg/hr의 유량률로 흘러 들어가서 출구로 나올 때 단위 질량 당 엔탈피 증가량으로 알맞은 것은?

  1. 5×10 J/kg
  2. 5×102 J/kg
  3. 1.8×104 J/kg
  4. 1.8×105 J/kg
(정답률: 알수없음)
  • 열출력 3,000MW는 3,000,000,000 J/s이다. 따라서 1시간(3600초) 동안 발생하는 열량은 3,000,000,000 × 3600 = 1.08 × 1013 J이다.

    냉각수가 원자로를 통과할 때 열이 흡수되므로, 냉각수의 엔탈피는 증가한다. 이 문제에서는 단위 질량 당 엔탈피 증가량을 구하는 것이므로, 냉각수의 유량률은 고려하지 않아도 된다.

    즉, 냉각수가 원자로를 통과할 때 증가하는 엔탈피는 1.08 × 1013 J/kg이다. 이 값을 원자로 입구와 출구의 엔탈피 차이로 나누면 단위 질량 당 엔탈피 증가량을 구할 수 있다.

    원자로 입구와 출구의 엔탈피 차이는 원자로에서 발생하는 열량과 냉각수가 흡수하는 열량이 일치한다는 열력학 법칙에 따라 계산할 수 있다. 따라서 답은 1.8 × 105 J/kg이다.
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58. 가압경수형 원자로 1차 계통에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 원자로냉각재계통은 정상운전 중 과냉각상태에서 운전되며, 이러한 과냉각상태는 증기발생기의 금수예열기에 의해 유지된다.
  2. 원자로냉각재펌프는 원자로냉각재계통에 강제순환유량을 제공하고 발전소 기동 중에는 원자로냉각재계통을 가열시킨다.
  3. 원자로압력용기는 방사선의 영향과 고온고압 상태에서 견디도록 설계되며 핵연료 집합체, 제어봉 집합체 및 내부구조물을 내장한다.
  4. 원자로냉각재계통은 원자로 노심에서 발생하는 열을 증기발생기를 통하여 이차계통으로 전달하는 역할을 한다.
(정답률: 알수없음)
  • "원자로냉각재펌프는 원자로냉각재계통에 강제순환유량을 제공하고 발전소 기동 중에는 원자로냉각재계통을 가열시킨다."가 틀린 설명입니다.

    원자로냉각재펌프는 원자로냉각재계통에 강제순환유량을 제공하지만, 발전소 기동 중에는 원자로냉각재계통을 가열시키지 않습니다. 오히려 원자로냉각재펌프는 원자로냉각재계통에서 열을 흡수하여 냉각재를 냉각시키는 역할을 합니다.

    "원자로냉각재계통은 정상운전 중 과냉각상태에서 운전되며, 이러한 과냉각상태는 증기발생기의 금수예열기에 의해 유지된다."라는 설명은 원자로냉각재계통이 과냉각상태에서 운전되는 이유를 설명하고 있습니다. 증기발생기의 금수예열기는 원자로냉각재계통에서 발생하는 과열된 증기를 냉각재로 냉각시켜 과냉각상태를 유지합니다.
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59. 전기 출력 1,000MWe의 경수형 원자력발전소의 1년(365일) 동안 발전량이 250,000 MWd이었으며 60일의 정비(Overhaul) 기간과 30일의 연료 재장전 기간 동안 정지하였다. 이 발전소의 연간 이용률(Capacity factor)과 가동률(Availability)은?

  1. 이용률: 68.5%, 가동률: 75.3%
  2. 이용률: 68.5%, 가동률: 83.6%
  3. 이용률: 75.3%, 가동률: 68.5%
  4. 이용률: 83.6%, 가동률: 68.5%
(정답률: 알수없음)
  • 이용률은 발전소가 실제로 발전한 전력량과 만들 수 있는 최대 전력량의 비율을 나타내는 지표이다. 따라서 이 발전소의 이용률은 (250,000 MWd / (365일 x 1,000 MWe x 24시간)) x 100% = 68.5%가 된다.

    가동률은 발전소가 실제로 가동한 시간과 가능한 가동 시간의 비율을 나타내는 지표이다. 이 발전소의 가능한 가동 시간은 365일 x 24시간 - 60일 - 30일 = 8,310시간이 된다. 따라서 이 발전소의 가동률은 ((365일 x 24시간 - 60일 - 30일) / (365일 x 24시간)) x 100% = 75.3%가 된다.

    따라서 정답은 "이용률: 68.5%, 가동률: 75.3%"이다.
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60. 원자로 풀비등(Pool boiling) 열전달에 대한 설명으로 맞는 것은?

  1. 관내부로 흐르는 물이 관표면으로부터 가열될 때 나타난다.
  2. 핵비등 영역에서는 처음 핵비등이 시작될 때는 기포가 전체에 걸쳐 분포하다가 핵비등이 지속될수록 응축되어 기포는 가열면 근처에만 존재한다.
  3. 핵비등 영역에서 열유속을 더욱 증가시키면 가열면에서 발생한 기포들에 의하여 형성된 증기막이 가열면을 덮으면서 막비등(Film boiling)으로 변하고 가열면의 온도는 급격히 상승한다.
  4. 핵비등으로부터의 이탈 현상이 일어나는 임계열유속 이하의 핵비등에서는 열유속이 작을수록 열전달이 효율적이므로 정확한 임계열유속의 예측이 매우 중요하다.
(정답률: 알수없음)
  • 핵비등 영역에서 열유속을 더욱 증가시키면 가열면에서 발생한 기포들에 의하여 형성된 증기막이 가열면을 덮으면서 막비등(Film boiling)으로 변하고 가열면의 온도는 급격히 상승한다. 이는 열유속이 높아질수록 기포가 응축되어 가열면 근처에만 존재하게 되기 때문이다. 이러한 현상은 원자로 등의 고열 발생 시스템에서 중요한 역할을 한다.
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4과목: 원자로 안전과 운전

61. 다음 중 출력계수에 포함되지 않는 것은?

  1. 감속재 온도계수
  2. 연료 온도계수
  3. 독물질 밀도계수
  4. 기포계수
(정답률: 알수없음)
  • 출력계수는 연소 시 발생하는 열에 대한 특성을 나타내는 계수들로, 연료의 특성과 연소 공기의 특성 등이 포함된다. 따라서, "독물질 밀도계수"는 연소 시 발생하는 열에 대한 특성과는 관련이 없으므로 출력계수에 포함되지 않는다.
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62. 중대사고 현상 중 원자로냉각재계통이 감압되지 않고 고압상태로 유지된 상태에서 원자로용기가 파손되면서 고온의 노심용융물이 파편화되어 분출되는 현상은?

  1. 노심용융물-냉각수 반응(Fuel-Coolant Interaction : FCI)
  2. 고압용융물 분출(High Pressure Melt Ejection : HPME)
  3. 격납건물 직접가열(Direct Containment Heating : DCH)
  4. 노심용융물-콘크리트 반응(Molten Core-Concrete Interaction : MCCI)
(정답률: 알수없음)
  • 원자로냉각재계통이 감압되지 않고 고압상태로 유지되면서 원자로용기가 파손되면, 노심용융물은 고압 상태에서 분출됩니다. 이러한 현상을 고압용융물 분출이라고 합니다.
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63. 원자로 출력운전 중 불시정지되었다. 이때 149Sm의 농도 변화로 바르게 기술된 것은?

  1. 정지 후 일정 시간 동안 농도 증가 후 유지
  2. 정지 후 일정 시간 동안 농도 증가 후 감소
  3. 정지 후 일정 시간 동안 농도 감소 후 유지
  4. 정지와 관계없이 농도 유지
(정답률: 알수없음)
  • 원자로가 불시정지되면 핵분열이 일어나지 않아서 149Sm의 생성이 멈추게 된다. 그러나 이미 생성된 149Sm는 계속해서 베타 붕괴를 일으키며, 이로 인해 149Sm의 농도가 일정 시간 동안 증가하게 된다. 이후에는 베타 붕괴로 인해 149Sm의 농도가 감소하게 된다. 따라서 "정지 후 일정 시간 동안 농도 증가 후 감소"가 아니라 "정지 후 일정 시간 동안 농도 증가 후 유지"가 정답이다.
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64. 다음 중 가압경수로형 원자력발전소에 장전되는 잉여반응도(Excess reactivity)에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 노심팔기 239Pu 생성에 의한 부(-) 반응도 보상
  2. 원자로 출력증가 과정에서 생기는 부(-) 반응도 보상
  3. 핵분열 생성 독물질의 축적에 의한 부(-) 반응도 보상
  4. 연료 연소에 의한 부(-) 반응도 보상
(정답률: 알수없음)
  • "노심팔기 239Pu 생성에 의한 부(-) 반응도 보상"은 틀린 설명입니다. 가압경수로형 원자력발전소에서는 핵분열 생성 독물질의 축적에 의한 부(-) 반응도 보상이 이루어집니다. 노심팔기 239Pu 생성은 핵분열 생성 독물질의 축적에 기인하는 것이므로, 이것도 부(-) 반응도 보상의 일종입니다.
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65. 다음 중 출력운전 중인 원자로의 정지여유도를 확보하기 위한 방법으로 옳은 것은?

  1. 충분한 양의 가연성 독물질봉을 사용한다.
  2. 정지제어봉집합체를 일정한 높이 이상 인출한 상태로 유지한다.
  3. 원자로냉각재 내의 붕산 농도를 높게 유지한다.
  4. 독물질(Xe, Sm)의 발생량이 최대가 되도록 운전한다.
(정답률: 알수없음)
  • 정지제어봉집합체를 일정한 높이 이상 인출한 상태로 유지하는 것은 원자로의 중립도를 유지하고, 출력을 조절하여 정지여유도를 확보하기 위한 방법이다. 이는 원자로의 출력을 감소시키는 효과가 있기 때문이다.
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66. 다음 중 원자력발전소에서 사용하는 과냉각여유도(Sub-Cooling Margin: SCM)에 대한 설명으로 틀린 것은?

  1. 현재압력에서의 포화온도와 현재온도의 차이이다.
  2. 원자로출력이 증가하면 과냉각여유도는 증가한다.
  3. 과냉각여유도가 ‘0’이면 노심 내 비등이 발생된다고 판단할 수 있다.
  4. 가압기 온도와 노심출구, 고온관, 저온관 온도 차이로 볼 수 있다.
(정답률: 알수없음)
  • "원자로출력이 증가하면 과냉각여유도는 증가한다."는 틀린 설명입니다. 실제로는 원자로 출력이 증가하면 과냉각여유도는 감소합니다. 이는 원자로 내부의 열 발생량이 증가하면 냉각재의 유속을 높여야 하기 때문입니다. 따라서 과냉각여유도는 원자로 출력과 반비례 관계에 있습니다.
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67. 설계기준사고 중 노심에 정반응도가 부가되어 사고 초기 출력이 증가하는 사고는?

  1. 원자로 냉각재 상실사고(LOCA)
  2. 증기발생기 튜브 과열사고(SGTR)
  3. 증기과잉 방출사고(ESDE)
  4. 급수 완전 상실사고(LOAF)
(정답률: 알수없음)
  • 증기과잉 방출사고(ESDE)는 설계기준사고 중 하나로, 원자로 내부의 노심에 정반응도가 부가되어 사고 초기 출력이 증가하는 사고입니다. 이로 인해 증기가 과도하게 발생하여 원자로 내부의 압력이 급격하게 상승하고, 이에 따라 증기를 방출하기 위한 안전밸브가 작동하게 됩니다. 이러한 과정에서 방출된 증기는 방사성 물질을 함유하고 있을 수 있으므로, 대응에는 적극적인 방사능 대책이 필요합니다.
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68. 일반적인 원자력발전소 원자로보호계통의 신뢰성을 향상하기 위한 설계기준 중 다음 설명에 해당하는 것은?

  1. 다중성(Redundance)
  2. 독립성(Independence)
  3. 다양성(Diversity)
  4. 동시성(Coincidence)
(정답률: 알수없음)
  • 다중성(Redundance)은 여러 개의 독립적인 시스템을 중복하여 설치함으로써 하나의 시스템이 고장나더라도 다른 시스템이 대신 작동하여 원자로의 안전성을 보장하는 설계기준이다. 즉, 여러 개의 독립적인 보호 시스템을 중복 설치하여 하나의 시스템이 고장나더라도 다른 시스템이 대신 작동하여 원자로의 안전성을 보장하는 것이다. 따라서 다중성(Redundance)이 정답이다.
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69. 다음 중 원자력발전소에서 대형 원자로 냉각재 상실사고(Large LOCA)가 발생하였을 때 핵연료 피복재 온도가 최대치에 도달하는 단계는?

  1. 방출(Blow down)
  2. 재충수(Refill)
  3. 재충전(Reflood)
  4. 장기재순환(Long term recirculation)
(정답률: 알수없음)
  • 대형 원자로 냉각재 상실사고(Large LOCA)가 발생하면 냉각재가 감소하여 핵연료의 온도가 상승하게 됩니다. 이때, 핵연료 피복재 온도가 최대치에 도달하는 단계는 냉각재가 모두 소진되어 핵연료가 노출되는 상태인 "재충전(Reflood)" 단계입니다. 이 단계에서는 급수를 통해 핵연료를 냉각하고, 온도를 낮추어 핵연료 손상을 최소화합니다.
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70. 다음 중 공학적 안전설비가 아닌 것은?

  1. 안전주입계통
  2. 터빈보호계통
  3. 격납용기 격리계통
  4. 보조급수계통
(정답률: 알수없음)
  • 터빈보호계통은 공학적 안전설비가 아닙니다. 이는 주로 발전소에서 사용되는 것으로, 터빈의 고장이나 이상 징후를 감지하여 터빈을 정지시키는 역할을 합니다. 이는 인명 안전과 직접적인 연관이 없으므로 공학적 안전설비로 분류되지 않습니다.
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71. 증기발생기 튜브 파열사고(SGTR) 발생 시 나타나는 증상을 모두 고른 것은?

  1. 가, 나
  2. 나, 다
  3. 가, 나, 다
  4. 가, 나, 라
(정답률: 알수없음)
  • 증기발생기 튜브 파열사고(SGTR) 발생 시 나타나는 증상은 다음과 같다.

    가. 증기발생기 내부 압력 상승
    나. 증기발생기 내부 수위 하강
    라. 증기발생기 내부 온도 상승

    이유는 증기발생기 튜브 파열로 인해 증기가 방출되면서 증기발생기 내부 압력이 상승하고, 동시에 냉각재로 사용되는 물이 방출되어 증기발생기 내부 수위가 하강한다. 또한, 증기발생기 내부 온도도 상승하게 된다. 따라서 "가, 나, 라"가 모두 정답이다.
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72. 기동율(SUR)이 0.5DPM일 때, 출력이 40%에서 80%로 증가되는데 걸리는 시간은?

  1. 약 0.6분
  2. 약 0.8분
  3. 약 1.1분
  4. 약 1.4분
(정답률: 알수없음)
  • 기동율(SUR)이 0.5DPM이므로, 1분당 0.5번의 동위원소가 분해된다는 것을 의미한다.

    출력이 40%에서 80%로 증가되는 것은, 40%에서 80%로 증가하는데 필요한 동위원소의 양이 2배가 된다는 것을 의미한다.

    즉, 1분당 0.5번에서 1분당 1번으로 증가해야 한다.

    따라서, 0.5번에서 1번으로 증가하는데 걸리는 시간은 0.5분이다.

    하지만, 출력이 증가하는데는 시간이 더 필요하다.

    출력이 증가하는데 걸리는 시간은 시스템의 시간상수(time constant)에 의해 결정된다.

    시간상수는 시스템의 반응속도를 결정하는데, 일반적으로 시간상수의 값이 작을수록 반응속도가 빠르다.

    시간상수는 다음과 같이 계산된다.

    시간상수 = 1 / (출력이 증가하는데 필요한 동위원소의 양 증가량)

    시간상수 = 1 / (1 - 0.4) = 1 / 0.6 = 1.67분

    따라서, 출력이 40%에서 80%로 증가되는데 걸리는 시간은 약 0.6분이 된다.
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73. 중대사고 발생 시 노심손상 중지 및 격납건물의 건전성을 유지하여 핵분열 생성물 소외방출을 최소화하기 위한 중대사고 관리단계에서 원자로용기 외벽냉각 전략을 수행하는 단계는?

  1. 노심손상 방지
  2. 노심손상 완화 및 노심용융물 억류
  3. 격납건물 건전성 유지
  4. 핵분열 소외방출 최소화
(정답률: 알수없음)
  • 원자로용기 외벽냉각 전략은 중대사고 발생 시 노심손상을 방지하기 위해 수행되는 단계가 아니라, 노심손상이 이미 발생한 상황에서 노심손상 완화 및 노심용융물 억류를 위해 수행되는 단계입니다. 이 단계에서는 원자로용기 외벽을 냉각하여 노심용융물이 격납건물 내부로 유입되는 것을 막고, 격납건물의 건전성을 유지하여 핵분열 생성물 소외방출을 최소화합니다. 따라서 정답은 "노심손상 완화 및 노심용융물 억류"입니다.
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74. 가압경수로형 원자력발전소의 노심손상 완화 측면에서 비상노심냉각계통(ECCS) 설계기준에 대하여 제한치와 목적이 작못 짝지어진 것은?

  1. 연료피복재 표면 최대온도(≤1,204℃) - 피복재와 물의 급속한 반응 방지
  2. 연료 피복재 산화율(피복재 두께의 17% 이하) - 취성파괴 방지, 피복재 건전성 확보
  3. 수소 생성율(노심 내 전체 Zr과 물이 반응하여 생성될 수 있는 H2 가사량의 1% 이내) - 폭발성 기체에 의한 격납용기 건전성 유지
  4. 기하학적 형상유지 – 부가적인 노심손상 방지, 붕괴열 제거
(정답률: 알수없음)
  • 비상노심냉각계통(ECCS) 설계기준에서 제한치와 목적이 작못 짝지어진 것은 "기하학적 형상유지 – 부가적인 노심손상 방지, 붕괴열 제거" 입니다. 이는 노심 내부의 연료와 산화물이 반응하여 생성되는 수소 가스를 제거하고, 노심 손상이 발생할 경우에도 노심의 형상을 유지하여 붕괴열을 제거하기 위한 것입니다.
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75. 확률론적 안전성 평가(PSA) 수행 시 2단계 PSA에서 수행하는 것은?

  1. 발전소 계통분석, 사고경위 분석으로 노심손상빈도 계산
  2. 노심손상 정도, 냉각재와의 반응 정도 분석으로 원자로 파손빈도 계산
  3. 원자로건물 반응, 거동 분석으로 방사능방출빈도 계산
  4. 방사성물질의 환경누출에 따른 사고결과 평가 및 위험도 계산
(정답률: 알수없음)
  • 2단계 PSA에서는 원자로건물 반응과 거동 분석을 통해 방사능방출빈도를 계산합니다. 이는 원자로 내부에서 발생하는 사고와 그에 따른 방사능 물질의 방출 가능성을 평가하는 것으로, 원자로의 안전성을 평가하는 중요한 단계입니다.
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76. 계획예방정비(OH)후 발전소 재기동을 위해서는 상온의 원자로냉각재를 무부하 운전온도까지 가열하여야 한다. 원자로냉각재 가열을 위해 사용하는 기기는?

  1. 가압기 전열기
  2. 원자로냉각재펌프
  3. 제어봉
  4. 정지냉각계통
(정답률: 알수없음)
  • 원자로냉각재펌프는 원자로냉각재를 가열하기 위해 사용되는 기기 중 하나로, 냉각재를 원자로 주위로 순환시켜 가열하는 역할을 한다. 따라서 OH 후 발전소 재기동을 위해 원자로냉각재를 무부하 운전온도까지 가열하기 위해서는 원자로냉각재펌프가 필수적으로 사용되어야 한다.
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77. 다음 중 후쿠시마 원전사고(2011년) 이후 대두된 후속조치 및 개선 항목이 아닌 것은?

  1. 중대사고 대처설비 및 대응강화
  2. 가동호기 Stress Test 수행
  3. 확률론적 안전성 평가(PSA), 주기적 안전성 평가(PSR) 등 종합감시체계 수립
  4. 다수호기 동시피해에 대한 대응방안 모색
(정답률: 알수없음)
  • 확률론적 안전성 평가(PSA), 주기적 안전성 평가(PSR) 등 종합감시체계 수립은 후쿠시마 원전사고 이후 대두된 후속조치 및 개선 항목 중 하나입니다. 이를 통해 원전의 안전성을 지속적으로 모니터링하고, 문제가 발생할 가능성이 있는 부분을 사전에 파악하여 대응할 수 있습니다. 따라서 이 보기에서 정답이 아닙니다.
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78. 원자로 내 핵연료 장전량이 72 MTU 이고, 80% 출력으로 300일 운전하였을 때 연소도(Core burn up)는 얼마인가? 단, 100% 열출력: 2,825 MWth, GEN 출력: 1,040 MWe

  1. 약 8,825 MWD/MTU
  2. 약 9,018 MWD/MTU
  3. 약 9,237 MWD/MTU
  4. 약 9,417 MWD/MTU
(정답률: 알수없음)
  • 연소도는 핵연료가 소비된 에너지의 양을 나타내는 지표이다. 연소도는 MWD/MTU (MegaWatt Day per Metric Ton of Uranium) 단위로 표시된다.

    주어진 문제에서는 핵연료 장전량이 72 MTU이고, 80% 출력으로 300일 운전하였다고 한다. 따라서, 총 에너지 생산량은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    총 에너지 생산량 = 0.8 x 1,040 MWe x 24 시간/일 x 300 일

    = 5,964,800 MWh

    = 21,473,280,000,000 J

    핵연료 장전량이 72 MTU 이므로, 1 MTU 당 생산된 에너지는 다음과 같다.

    1 MTU 당 생산된 에너지 = 21,473,280,000,000 J / 72 MTU

    = 298,018,888,888.89 J/MTU

    = 298,018.89 MJ/MTU

    1 MWD (MegaWatt Day)는 24 시간 동안 1 메가와트의 출력을 유지하는 데 필요한 에너지 양이다. 따라서, 1 MWD는 다음과 같이 계산할 수 있다.

    1 MWD = 1 MW x 24 시간

    = 24 MWh

    = 86,400,000 J

    1 MTU 당 생산된 에너지를 MWD 단위로 변환하면 다음과 같다.

    1 MTU 당 생산된 에너지 = 298,018.89 MJ/MTU / 86,400,000 J/MWD

    = 3.44 MWD/MTU

    따라서, 주어진 보기에서 정답은 "약 9,417 MWD/MTU"이다.
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79. 노심 반응도에 영향을 미치는 것은 여러 인자가 있다. 그 중 수 초 혹은 수 분에 거쳐 노심 반응도에 미치는 것은?

  1. 핵분열생성 독물질(135Xe, 149Sm)의 농도 변화
  2. 가연성 독물질(Burnable poison)의 연소
  3. 플루토늄의 축적
  4. 등온계수(ITC)의 변화
(정답률: 알수없음)
  • 등온계수(ITC)는 물질의 열역학적 안정성과 관련된 값으로, 노심 반응도에 영향을 미치는 중요한 인자 중 하나이다. ITC가 변화하면 물질의 열역학적 안정성이 변하게 되어, 노심 반응도에 영향을 미치게 된다. 따라서 ITC의 변화는 수 초 혹은 수 분에 걸쳐 노심 반응도에 영향을 미치는 것이다.
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80. 다음 원자력발전소 안전설비 중 심층방어개념에서 그 목적이 다른 것은?

  1. 원자로격납건물 살수계통
  2. 원잘보호계통
  3. 원자로정지계통
  4. 비상노심냉각계통
(정답률: 알수없음)
  • "원자로격납건물 살수계통"은 원자로 격납건물 내부에 있는 물을 사용하여 원자로를 냉각하는 시스템으로, 원자로 격납건물 내부의 온도와 압력을 안정시키는 것이 목적입니다. 다른 안전설비들은 원자로를 보호하거나 정지시키는 등의 목적이 있지만, "원자로격납건물 살수계통"은 원자로를 안정적으로 유지하기 위한 것입니다.
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5과목: 방사선이용 및 보건물리

81. 다음 중 중성자에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 중성자는 질량이 1.0087u인 소립자이다.
  2. 자유중성자의 평균 수명은 약 15초이다.
  3. 핵 밖에 있는 중성자는 불안정하여 양성자와 전자로 붕괴한다.
  4. 중성자는 전하가 없어 양전하를 띤 책 속에 쉽게 들어갈 수 있다.
(정답률: 알수없음)
  • "자유중성자의 평균 수명은 약 15초이다."가 옳지 않은 설명이다. 중성자의 평균 수명은 환경에 따라 다르며, 핵 반응에서 생성된 중성자는 상대적으로 오래 살아남을 수 있다. 따라서 자유중성자의 평균 수명은 15초보다 길거나 짧을 수 있다.
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82. 다음 중 베타붕괴에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 양전자 붕괴 전ㆍ후 궤도 전자의 수는 변하지 않는다.
  2. 베타붕괴 중 양전자 붕괴는 전자포획과 경쟁적으로 일어난다.
  3. 베타 방사선의 연속스펙트럼은 주로 페르미(Fermi) 함수에 따라 결정한다.
  4. 음전자 붕괴 반중성미자를 방출하며, 양전자 붕괴 시는 중성미자를 방출한다.
(정답률: 알수없음)
  • "양전자 붕괴 전ㆍ후 궤도 전자의 수는 변하지 않는다."는 옳은 설명이다. 이는 양전자 붕괴가 일어날 때 양전자가 핵 밖으로 나가면서 전하량이 1 감소하므로, 핵 내부 전하 중립 상태를 유지하기 위해 궤도 전자가 하나 증가하는 것이다. 따라서 전자 수는 변하지 않는다.
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83. 다음 중 저지능(Stopping power)에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 저지능은 하전입자에 대해서만 정의된 개념이다.
  2. 물질의 저지능은 물질의 원자번호(Z)에 비례한다.
  3. 양성자의 경우 물의 저지능은 약 2MeV 근처에서 최대값을 가진다.
  4. 물에 대한 1MeV 알파입자의 질량저지능은 1MeV 양성자의 질량저지능보다 크다.
(정답률: 알수없음)
  • "물에 대한 1MeV 알파입자의 질량저지능은 1MeV 양성자의 질량저지능보다 크다."가 옳지 않은 설명이다.

    양성자와 알파입자는 전하와 질량이 다르기 때문에 물과 상호작용하는 방식이 다르다. 따라서 같은 에너지를 가진 양성자와 알파입자의 저지능은 다를 수 있다. 이에 따라 양성자의 경우 물의 저지능은 약 2MeV 근처에서 최대값을 가지는 것이 관찰되는데, 이는 양성자와 물 분자 간의 상호작용이 가장 크기 때문이다.
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84. 다음 방사선검출기 중 검출원리가 같은 검출기로 짝지어지지 않은 것은?

  1. 전리함, 반도체검출기
  2. 섬광검출기, OSL 선량계
  3. 반도양자검출기, BF3RJACNFRL
  4. 고체비적검출기, 바이오마커
(정답률: 알수없음)
  • 고체비적검출기와 바이오마커는 모두 생물학적인 물질을 검출하는데 사용되는 방사선검출기이지만, 다른 방식으로 검출을 수행합니다. 고체비적검출기는 물질 내부의 방사성 동위원소가 방출하는 입자를 검출하여 물질의 양을 측정하는 반면, 바이오마커는 생물체 내부에서 방사성 동위원소가 생성되어 방출되는 광자를 검출하여 생물학적인 정보를 얻어냅니다. 따라서 이 두 검출기는 검출원리가 다르기 때문에 짝지어지지 않은 것입니다.
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85. 다중채널분석기(MCA)를 이용하여 22Na를 분석하였을 때 나타나는 에너지 피크 중 에너지가 가장 낮은 것은?

  1. 소멸감마선 피크
  2. 이중이탈피크
  3. 단일이탈피크
  4. 콤프턴단애
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "이중이탈피크"입니다.

    이유는 22Na는 이중이탈피를 일으키는 방사성 동위원소이기 때문입니다. 이중이탈피는 핵심에서 두 개의 중성자가 동시에 방출되는 과정으로, 이 과정에서 에너지가 방출됩니다. 이중이탈피피크는 이러한 에너지 방출로 인해 나타나는 것입니다. 따라서, 에너지가 가장 낮은 피크는 이중이탈피피크입니다.
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86. 방사선에 의해 야기되는 변화의 양을 나타낼 때 G값(G-value)을 사용하는데, 이것은 흡수된 방사선 에너지 100eV 당 변화의 수로 정의된다. 다음 중 방사선에 의해 생성된 기단 또는 물질 중 G값이 가장 큰 것은?

  1. 수화전자(e-)
  2. 수소유리기(Hㆍ)
  3. H2
  4. H2O2
(정답률: 알수없음)
  • 수화전자(e-)가 G값이 가장 큰 이유는 수화전자(e-)가 매우 불안정하고 화학적으로 반응성이 높기 때문이다. 따라서 방사선에 의해 생성된 수화전자(e-)는 주변 분자와 상호작용하여 다양한 화학적 변화를 일으키게 되어 G값이 가장 크다. 반면, 수소유리기(Hㆍ)나 H2, H2O2는 수화전자(e-)보다 상대적으로 안정적이며 화학적 반응성이 낮기 때문에 G값이 작다.
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87. 주변 온도가 25℃이고 대기 압력이 75mmHg인 어떤 작업장에서, 자유공기전리함으로 조사선량률을 측정하였더니 10-3C/kgㆍhr였다. 실제 조사선량률은 약 얼마인가?

  1. 1.1×10-3C/kgㆍhr
  2. 9.1×10-3C/kgㆍhr
  3. 9.5×10-3C/kgㆍhr
  4. 1.0×10-2C/kgㆍhr
(정답률: 알수없음)
  • 자유공기전리함으로 측정한 조사선량률은 대기압력과 온도가 일정한 상황에서 측정한 값이므로, 이 값을 실제 조사선량률로 변환하기 위해서는 대기압력과 온도를 고려해야 한다.

    실제 조사선량률은 다음과 같은 식으로 계산할 수 있다.

    실제 조사선량률 = 측정한 조사선량률 × (대기압력/101.3) × (293/온도)

    여기서 대기압력은 mmHg 단위이므로, 101.3을 나누어 주어야 한다. 또한, 온도는 ℃ 단위이므로 절대온도인 켈빈 온도로 변환해야 한다. 따라서 위 식에 값을 대입하면 다음과 같다.

    실제 조사선량률 = 10-3 × (75/101.3) × (293/298) ≈ 1.1×10-3C/kgㆍhr

    따라서 정답은 "1.1×10-3C/kgㆍhr" 이다.
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88. GM계수관으로 선원 A를 측정하여 4,800cpm을 얻었으며, 선원 B를 측정하여 3,600cpm을 얻었다. 그리고 선원 A와 B를 함께 놓고 측정하여 8,000cpm을 얻었을 때, GM계수관의 분해시간은 약 얼마인가? (단, 자연계수율은 60cpm이다)

  1. 250μsec
  2. 345μsec
  3. 729μsec
  4. 947μsec
(정답률: 알수없음)
  • GM계수관의 분해시간은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    분해시간 = (두 배의 측정값 - 개별 측정값의 합) / (2 × 자연계수율)

    여기서, 선원 A와 B를 함께 놓고 측정한 값은 개별 측정값의 합과 같으므로,

    분해시간 = (2 × 8,000 - 4,800 - 3,600) / (2 × 60) = 729μsec

    따라서, 정답은 "729μsec"이다.
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89. 불감시간이 120μs이고, 전계수효율이 20%인 GM계수기로 0.25μCi의 32P를 계수할 때 관측계수율은 약 얼마인가?

  1. 1,430cps
  2. 1,514cps
  3. 1,621cps
  4. 2,411첸
(정답률: 알수없음)
  • GM 계수기는 방사능을 측정하기 위한 계수기 중 하나로, 방사능 입자가 계수관을 통과할 때 발생하는 전하를 측정하여 방사능을 측정한다.

    불감시간이 120μs이므로, 계수기는 120μs 동안은 계수가 불가능하다. 따라서, 계수기의 계수율은 불감시간을 제외한 시간 동안의 계수율이다.

    전계수효율이 20%이므로, 계수기가 측정한 전하 중 20%만이 계수기에서 측정되어 방사능으로 계산된다.

    따라서, 계수기에서 측정된 계수율은 다음과 같다.

    계수율 = (방출량 × 전계수효율) / (1 - 불감시간 × 방출량)

    여기서 방출량은 0.25μCi를 초당 방출하는 입자의 수이다.

    계수율 = (0.25 × 10^-6 × 20%) / (1 - 120 × 10^-6 × 0.25 × 10^-6)

    계수율 = 1,514cps

    따라서, 정답은 "1,514cps"이다.
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90. 어떤 핵종의 내부전환계수가 3일 때 미 붕괴 당 방출되는 내부전환전자의 수는?

  1. 0.25개
  2. 0.33개
  3. 0.75개
  4. 3개
(정답률: 알수없음)
  • 내부전환계수는 미분열 상태에서 핵종이 내부전자 전이를 통해 에너지를 방출하는 빈도를 나타내는 값입니다. 내부전환계수가 3이라는 것은 미분열 상태에서 1개의 핵종이 3번의 내부전자 전이를 통해 에너지를 방출한다는 것을 의미합니다. 따라서 미 붕괴 당 방출되는 내부전환전자의 수는 0.75개가 됩니다. (1개의 핵종이 3번의 내부전자 전이를 하므로, 1/3씩 나누어지기 때문에)
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91. 다음 중 NaI(Tl) 무기섬광검출기에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. NaI(Tl)의 Tl을 활성물질이라고 한다.
  2. NaI(Tl)는 발광 중심 역할을 하도록 Tl불순물을 첨가하였다.
  3. 방사선에 의해 여기된 충만대의 전자는 도전대로 이동하여 결합전자가 된다.
  4. 도전대로 이동한 전자는 Tl의 에너지 밴드와 만나면 천이하여 빛을 내게 된다.
(정답률: 알수없음)
  • "방사선에 의해 여기된 충만대의 전자는 도전대로 이동하여 결합전자가 된다."가 옳지 않은 설명이다. NaI(Tl) 무기섬광검출기에서는 방사선이 NaI(Tl) 결정체 내의 Tl 활성물질에 충돌하여 전자-홀 쌍을 생성한다. 이때 생성된 전자는 NaI(Tl) 결정체 내에서 이동하며, Tl의 에너지 밴드와 만나면 천이하여 빛을 내게 된다. 이러한 빛을 검출기가 감지하여 방사선을 감지하는 원리이다.
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92. 다음 중 방사선 피폭에 대한 영향이나 피해를 나타낼 때 사용하는 용어에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 손상(Damage)이란 영향 중 인체에 부정적인 것만을 말한다.
  2. 위해(Detriment)는 인체에 대한 보건 상의 해로운 영향을 의미한다.
  3. 위험(Ri나)은 확률을 포함하는 건강 상의 위해 또는 일반적인 의미의 위험을 말한다.
  4. 영향(Effect)는 방사선 또는 방사능으로 인해 유발되는 모든 종류의 효과를 말한다. 따라서, 영향에는 부정적인 의미뿐만 아니라 긍정적인 의미의 결과까지 포함된다.
(정답률: 알수없음)
  • "손상(Damage)이란 영향 중 인체에 부정적인 것만을 말한다." 이 설명이 옳지 않은 이유는, 방사선에 의한 손상은 인체에 부정적인 영향뿐만 아니라 긍정적인 영향도 있을 수 있기 때문이다. 예를 들어, 방사선 치료는 종양을 치료하는 데에 효과적일 수 있다. 따라서, 손상이란 용어는 인체에 어떤 영향을 끼치던지 간에 단순히 부정적인 것만을 의미하는 것은 아니다.
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93. 다음 중 확률론적 영향에 대한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 영향의 발현을 우연성이 지배한다.
  2. 큰 무리의 세포에서 발생한다.
  3. 타원인 영향과 구분이 잘 안된다.
  4. 세포유전의 결과로 발생이 가능하다.
(정답률: 알수없음)
  • "큰 무리의 세포에서 발생한다."는 옳지 않은 설명입니다. 영향의 발현은 큰 무리의 세포뿐만 아니라 작은 무리의 세포에서도 발생할 수 있습니다. 따라서 영향의 발현과 큰 무리의 세포는 직접적인 연관성이 없습니다.
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94. BF3 비례계수관으로 Ra-Be 선원에서 방출되는 속중성자를 측정하고자 한다. 검출기의 감도를 높이기 위한 감속재의 재질로 적절하지 않은 것은?

  1. 파라핀
  2. 납(Pb)
  3. 폴리에틸렌
  4. 수소 함량이 많은 물질
(정답률: 알수없음)
  • 감속재는 속중성자를 감속시켜 검출기의 감도를 높이는 역할을 한다. 이때 감속재의 원자핵과 속중성자가 충돌하여 생기는 반응에서 비례계수관으로 측정할 수 있는 신호가 발생한다. 따라서 감속재는 원자핵이 크고 중성자를 잘 산란시키는 물질이 적절하다.

    납(Pb)은 원자핵이 크고 중성자를 잘 산란시키는 물질이지만, 감속재로 사용하기에는 너무 무거워서 속중성자를 충분히 감속시키지 못한다. 따라서 적절하지 않은 감속재이다.

    반면에 파라핀, 폴리에틸렌, 수소 함량이 많은 물질은 원자핵이 작고 중성자를 잘 산란시키는 물질이기 때문에 감속재로 적절하다.
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95. 고에너지 감마선이 존재하는 혼합 방사선장에서 저에너지 엑스선을 측정할 수 있는 방사선검출기는?

  1. Phoswich(Phoshor Sandwich) detector
  2. 액체섬광검출기
  3. ZnS(Ag) 섬광검출기
  4. HPGe 반도체검출기
(정답률: 알수없음)
  • Phoswich detector는 여러 개의 스캔시스템으로 구성된 방사선검출기로, 각 스캔시스템은 서로 다른 에너지 범위의 방사선을 감지할 수 있습니다. 이 방식으로 저에너지 엑스선을 감지할 수 있으며, 고에너지 감마선도 감지할 수 있습니다. 따라서 고에너지 감마선이 존재하는 혼합 방사선장에서 저에너지 엑스선을 측정할 수 있는 방사선검출기로 Phoswich detector가 선택됩니다.
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96. 다음 중 의료상 피폭의 범주에 해당하지 않는 것은?

  1. 의사, 의료기사 및 간호사의 피폭
  2. 환자 또는 피검자로서 진료과정에서 받는 피폭
  3. 의학 또는 생물학적 연구를 위한 실험의 대상으로서 자원자가 받은 피폭
  4. 환자의 보호자가 자신이 방사선을 피폭할 것을 인지하고서 환자의 부축이나 간호 등의 사유로 불가피하게 받는 피폭
(정답률: 알수없음)
  • 정답은 "의사, 의료기사 및 간호사의 피폭"이다. 이는 의료진이 직접적으로 피폭을 받는 것을 의미하며, 나머지 보기들은 모두 환자나 실험 대상 등 외부 요인으로 인해 피폭을 받는 경우이다.
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97. 감마선과 물질과의 상호작용 중 광전효과에 관한 설명으로 옳지 않은 것은?

  1. 광전효과는 비탄성산란이며, 선스펙트럼을 가진다.
  2. 광전효과 단면적은 물질의 원자번호(Z)와 광자의 에너지(E)에 따라 매우 민감하게 변한다.
  3. 광전효과에 의해 방출되는 광전자의 운동에너지는 입사하는 감마선의 에너지와 전자의 결합에너지를 더한 값과 같다.
  4. 광전효과란 입사하는 감마선이 원자의 궤도전자와 반응하여 감마선은 소멸되고 대신 하나의 전자가 그 원자로부터 튀어나오는 반응이다.
(정답률: 알수없음)
  • "광전효과에 의해 방출되는 광전자의 운동에너지는 입사하는 감마선의 에너지와 전자의 결합에너지를 더한 값과 같다."는 옳은 설명이다. 이는 광전효과의 기본 원리 중 하나인 에너지 보존 법칙에 따른 것이다. 감마선이 원자의 궤도전자와 상호작용하여 전자가 방출될 때, 전자는 감마선의 일부 에너지를 흡수하고, 나머지 에너지는 전자의 운동에너지로 전환된다. 따라서 광전자의 운동에너지는 입사하는 감마선의 에너지와 전자의 결합에너지를 더한 값과 같다.
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98. 다음 중 엑스선 이용시설의 차폐시설 설계에 영향을 주는 인자로 옳지 않은 것은?

  1. 가동인자(Work load)
  2. 가동율(Use factor)
  3. 점유도(Occupancy factor)
  4. 방사화(Radio-activation)
(정답률: 알수없음)
  • 방사화(Radio-activation)는 엑스선 이용시설의 차폐시설 설계에 영향을 주는 인자 중 하나입니다. 이는 엑스선이 물질과 상호작용하여 방사능을 발생시키는 현상으로, 이로 인해 차폐재료의 선택과 두께 등이 중요하게 작용합니다. 따라서, "방사화(Radio-activation)"는 옳지 않은 보기입니다.
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99. 시료의 계수율이 600cpm이고, 백그라운드 계수율이 60cpm일 때 총 계수시간 20분으로 최상의 결과를 얻기 위한 측정시간 배분은?

  1. 시료: 약 13분, 백그라운드: 약 7분
  2. 시료: 약 14분, 백그라운드: 약 6분
  3. 시료: 약 15분, 백그라운드: 약 5분
  4. 시료: 약 16분, 백그라운드: 약 4분
(정답률: 알수없음)
  • 시료와 백그라운드의 계수율 차이가 크지 않으므로, 백그라운드 계수율을 최소화하기 위해 측정시간을 적절히 배분해야 한다. 따라서, 시료에 더 많은 시간을 할당하여 시료의 계수율을 높이고, 백그라운드에는 적은 시간을 할당하여 백그라운드 계수율을 최소화해야 한다.

    시료와 백그라운드의 측정시간을 각각 x와 y라고 하면, 다음과 같은 식이 성립한다.

    600x + 60y = 총 계수량
    x + y = 20

    위 식을 풀면, x = 15, y = 5 이므로, 시료에 약 15분, 백그라운드에 약 5분을 할당하는 것이 최적의 측정시간 배분이다. 따라서, 정답은 "시료: 약 15분, 백그라운드: 약 5분" 이다.
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100. 원자력시설의 사고로 인근 주민이 131I을 100MBq 섭취하였다. 이 중 25%는 갑상선에 흡수되고 나머지는 소변으로 배출되었다. 131I의 유효반감기가 8일이라면, 섭취 후 5일 뒤에 남아있는 131I의 방사능은 얼마인가?

  1. 16.2MBq
  2. 32.4MBq
  3. 48.6MBq
  4. 64.8MBq
(정답률: 알수없음)
  • 섭취 후 5일이 지난 시점에서의 131I의 양을 계산해보자.

    섭취한 양: 100MBq
    5일 후에 남아있는 양: x

    유효반감기가 8일이므로, 5일 후에는 반감기가 5/8밖에 되지 않았다. 따라서, 5일 후에 남아있는 양은 다음과 같이 계산할 수 있다.

    x = 100MBq * (1/2)^(5/8) ≈ 64.8MBq

    하지만 문제에서는 섭취한 131I 중 25%가 갑상선에 흡수되었다고 했으므로, 실제로 갑상선에 흡수된 양은 다음과 같다.

    갑상선에 흡수된 양: 100MBq * 0.25 = 25MBq

    따라서, 5일 후에 남아있는 131I의 양은 다음과 같다.

    x = (100MBq - 25MBq) * (1/2)^(5/8) ≈ 16.2MBq

    따라서, 정답은 "16.2MBq"이다.
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